ES2380478B2 - Sistema y metodo de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear - Google Patents

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Abstract

Sistema y método da vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear.#Un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear tiene un primer transductor ultrasónico para transmisión, un transmisor ultrasónico, un segundo transductor ultrasónico para recepción, un receptor ultrasónico, un procesador de señal, y una unidad de visualización. El primer transductor ultrasónico para transmisión está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor y está configurado para convertir una señal de transmisión en una señal de pulso ultrasónico y permitir que el pulso ultrasónico sea transmitido a un componente interno del reactor. El segundo transductor ultrasónico para recepción está dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor y está configurado para recibir un pulso ultrasónico reflejado, reflejado por el componente interno del reactor, y convertir el pulso ultrasónico reflejado recibido en una señal de recepción.

Description

Sistema y método de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear.
Referencias cruzadas a solicitudes relacionadas
Esta solicitud está basada en y reivindica los beneficios de prioridad de la anterior solicitud de patente japonesa Nº 2008-077296, presentada en la Oficina Japonesa de Patentes el 25 de marzo de 2008, cuyo contenido completo se incorpora por referencia en este documento.
Antecedentes de la invención
La presente invención se refiere a un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear para monitorizar la integridad estructural de un componente interno del reactor nuclear y su método.
Como técnica para comprobar la salud estructural de un componente interno de un reactor nuclear, se conoce un método que mide la amplitud de vibraciones o la frecuencia de vibraciones del componente interno del reactor nuclear y evalúa los valores de la medición o la tendencia de los mismos. Para medir la vibración del componente interno del reactor nuclear, generalmente se adopta un método en el que se instala un sensor de vibraciones en el reactor, y una señal procedente del sensor de vibraciones es enviada fuera del reactor por medio de un cable de señal.
Sin embargo, en este método es necesario tender el cable de señal por dentro y por fuera del reactor nuclear, de manera que la preparación para la medición lleva mucho trabajo.
Para hacer frente a este problema, se ha propuesto un sistema de medición ultrasónica de vibraciones como se divulga en la patente japonesa Nº 3.782.559 (cuyo contenido completo se incorpora por referencia en este documento).
En este sistema de medición ultrasónica de vibraciones, se coloca un sensor ultrasónico sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor, y se permite que un pulso ultrasónico se propague dentro del reactor a través de la vasija de presión del reactor. El pulso ultrasónico que se propaga dentro del reactor choca con y es reflejado por un componente interno del reactor, como por ejemplo un barrilete o una bomba de chorro subacuática. El pulso ultrasónico reflejado es devuelto otra vez al sensor ultrasónico a través de la vasija de presión del reactor.
Si el componente interno del reactor, como por ejemplo un barrilete, vibra, el tiempo de propagación del pulso ultrasónico reflejado devuelto varía ligeramente debido a la vibración. Suponiendo que el cambio en el tiempo de propagación del pulso ultrasónico es Δt (s), la amplitud de vibraciones L (m) del componente interno del reactor, como por ejemplo un barrilete, se calcula usando la siguiente ecuación (1).
“C” es la velocidad del sonido (m/s) en el agua del reactor.
Trazando el ΔL en series temporales, puede sintetizarse la forma de onda de vibraciones del componente interno del reactor, tal como un barrilete.
En el sistema convencional de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear y su método, un sensor ultrasónico empleado es configurado tanto como transmisor como receptor del ultrasonido. Así, por ejemplo, en el caso en que el componente interno del reactor, como una bomba de chorro, esté dispuesto inclinado con relación a la vasija de presión del reactor, el pulso ultrasónico es reflejado oblicuamente por la bomba de chorro, de manera que el pulso ultrasónico reflejado no es devuelto a la posición de la fuente de ultrasonidos. Como resultado, el sensor ultrasónico no puede recibir el pulso ultrasónico reflejado, haciendo imposible medir la vibración del componente interno del reactor.
La presente invención se ha realizado para resolver el problema anterior, y un objeto de la misma es proporcionar un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear para monitorizar la integridad estructural de un componente interno del reactor nuclear, y su método capaz de medir la vibración de una estructura interna del reactor dispuesta inclinada con relación a la vasija de presión de un reactor.
Breve resumen de la invención
Según un primer aspecto de la presente invención, se proporciona un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear que comprende: un primer transductor ultrasónico para transmisión que está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor y está configurado para convertir una señal de transmisión en una señal de pulso ultrasónico y permitir que el pulso ultrasónico sea transmitido a un componente interno del reactor; un transmisor ultrasónico que está conectado eléctricamente al primer transductor ultrasónico y está configurado para transmitir la señal de transmisión; un segundo transductor ultrasónico para recepción que está dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor y está configurado para recibir un pulso ultrasónico reflejado, reflejado por el componente interno del reactor, y convertir el pulso ultrasónico reflejado recibido en una señal de recepción; un receptor ultrasónico que está conectado eléctricamente al segundo transductor ultrasónico y está configurado para recibir la señal de recepción; un procesador de señal que está conectado eléctricamente al transmisor ultrasónico y al receptor ultrasónico y está configurado para introducir una señal en el transmisor ultrasónico y recibir una señal procedente del receptor ultrasónico para aplicar procesamiento de señal a la señal; y una unidad de visualización que está configurada para visualizar información de vibraciones del componente interno del reactor obtenida como resultado del procesamiento de señal por el procesador de señal.
Según un segundo aspecto de la presente invención, se proporciona un método de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear que comprende: permitir que un pulso ultrasónico sea transmitido a un componente interno del reactor usando un primer transductor ultrasónico para transmisión que está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor; recibir un pulso ultrasónico reflejado, reflejado por el componente interno del reactor, usando un segundo transductor ultrasónico para recepción que está dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor; y aplicar procesamiento de señal a la señal de pulso ultrasónico reflejado para medir la vibración del componente interno del reactor.
Breve descripción de los dibujos
Lo anterior y otras características y ventajas de la presente invención resultarán evidentes a partir de la discusión, más adelante en este documento, de realizaciones específicas ilustrativas de la misma presentadas en conjunción con los dibujos adjuntos, en los que:
la Fig. 1 es una vista que muestra esquemáticamente una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una primera realización de la presente invención;
la Fig. 2 es una vista explicativa que muestra un estado de propagación de una señal ultrasónica de la Fig. 1;
la Fig. 3 es una vista explicativa que muestra un método de medición de la vibración usando la señal ultrasónica reflejada de la Fig. 1;
las Figs. 4A a 4C son vistas explicativas que muestran el pulso ultrasónico que ha de ser transmitido de la Fig. 1 y pulsos ultrasónicos que han de ser recibidos de la Fig. 1, en las que la Fig. 4A es un gráfico de tiempos de la señal de pulso eléctrico que es el pulso ultrasónico transmitido desde el transductor ultrasónico para transmisión, la Fig. 4B es un gráfico de tiempos de un pulso ultrasónico recibido por el transductor ultrasónico para recepción, y la Fig. 4C es un gráfico de tiempos de otro pulso ultrasónico recibido por el transductor ultrasónico para recepción;
la Fig. 5 es una vista explicativa que muestra un método de reconstrucción de amplitud de vibraciones real a partir de valores de medición discretos de la amplitud de vibraciones de la Fig. 1;
la Fig. 6 es una vista que muestra esquemáticamente una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una segunda realización de la presente invención;
las Figs. 7A y 7B son vistas explicativas que muestran una relación temporal y una relación de frecuencia entre un pulso de RF de transmisión y un pulso de RF de recepción de la Fig. 6, en las que la Fig. 7A es un gráfico de tiempos del pulso de RF de transmisión transmitido desde el transductor ultrasónico para transmisión, y la Fig. 7B es un gráfico de tiempos del pulso de RF de recepción recibido por el transductor ultrasónico para recepción;
las Figs. 8A y 8B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una tercera realización de la presente invención, en las que la Fig. 8A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 8B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de VIIIb-VIIIb de la Fig. 8A vista desde arriba;
las Figs. 9A y 9B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una cuarta realización de la presente invención, en las que la Fig. 9A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 9B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de IXb-IXb de la Fig. 9A vista desde arriba;
las Figs. 10A y 10B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una quinta realización de la presente invención, en las que la Fig. 10A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 10B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de Xb-Xb de la Fig. 10A vista desde arriba;
las Figs. 11A y 11B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una sexta realización de la presente invención, en las que la Fig. 11A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 11B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de XIb-XIb de la Fig. 11A vista desde arriba; y
las Figs. 12A y 12B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una séptima realización de la presente invención, en las que la Fig. 12A es una vista característica que muestra un método de visualización de la frecuencia original del componente interno del reactor 14, y la Fig. 12B es una vista característica que muestra un método de ajuste de un valor umbral.
Descripción detallada de la invención
Más adelante se describirán realizaciones de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear y su método con referencia a los dibujos adjuntos, en los que a los mismos componentes se les dan los mismos números, y por lo tanto se omitirán las descripciones coincidentes.
Primera realización
La Fig. 1 es una vista que muestra esquemáticamente una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una primera realización de la presente invención.
Con referencia a la Fig. 1, se describirá una configuración básica del sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear.
Como se muestra en la Fig. 1, un transductor ultrasónico 1 para transmisión y un transductor ultrasónico 2 para recepción están dispuestos sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor 3. El transductor ultrasónico 1 para transmisión está conectado eléctricamente a un transmisor ultrasónico 6 dispuesto fuera o dentro de una vasija de contención 5 a través de un cable 4a por medio de una abertura de salida de señal de la vasija de contención 5a de la vasija de contención 5.
Igualmente, el transductor ultrasónico 2 para recepción está conectado eléctricamente a un receptor ultrasónico 7 dispuesto fuera o dentro de una vasija de contención 5 a través de un cable 4b por medio de una abertura de salida de señal de la vasija de contención 5a de la vasija de contención 5.
El transmisor ultrasónico 6 y el receptor ultrasónico 7 están conectados eléctricamente a un procesador de señal 8. El procesador de señal 8 está conectado eléctricamente a una unidad de visualización 9. La unidad de visualización 9 está configurada para visualizar una forma de onda de vibraciones, un espectro de vibraciones o similares analizados por el procesador de señal 8.
La Fig. 2 es una vista explicativa que muestra un estado de propagación de una señal ultrasónica de la Fig. 1.
Como se muestra en la Fig. 2, se introduce un pulso activador del procesador de señal 8 al transmisor ultrasónico 6 dispuesto en la superficie exterior de la vasija de presión del reactor 3. Cuando se añade una señal de pulso eléctrico 10 al transductor ultrasónico 1 para transmisión por el transmisor ultrasónico 6, la señal de pulso eléctrico 10 es convertida en una señal ultrasónica en el transductor ultrasónico 1 para transmisión y, por consiguiente, se genera un pulso ultrasónico 11.
El pulso ultrasónico generado 11 se propaga dentro del agua del reactor 12 a través de la pared de la vasija de presión del reactor 3. Un pulso ultrasónico incidente 13 que se ha propagado en el agua del reactor 12 es reflejado por un componente interno del reactor 14, como una bomba de chorro. Cuando la superficie del componente interno del reactor 14 está inclinada con relación a la vasija de presión del reactor 3, un pulso ultrasónico reflejado 15 se propaga en una dirección inclinada que corresponde al ángulo de inclinación del componente interno del reactor 14 según la ley de reflexión.
El pulso ultrasónico reflejado 15 se propaga en un ángulo de inclinación hasta que llega al límite entre el agua del reactor 12 y la vasija de presión del reactor 3. En este momento, el pulso ultrasónico reflejado 15 se convierte en un pulso ultrasónico reflejado 16 que se propaga en la vasija de presión del reactor 3 en un ángulo de inclinación mayor debido a la refracción.
El transductor ultrasónico 2 para recepción, que está dispuesto en un punto de llegada del pulso ultrasónico reflejado 16 que ha calculado previamente, detecta el pulso ultrasónico reflejado 16. El pulso ultrasónico reflejado 16 detectado de esta manera es convertido en una señal de pulso eléctrico en el transductor ultrasónico 2 para recepción. La señal de pulso eléctrico es sometida entonces a procesamiento de señal, como amplificación, filtrado y similares, en el receptor ultrasónico 7.
La señal procesada en el receptor ultrasónico 7 es convertida en una señal digital por el procesador de señal 8 que está constituido por un microordenador o un demodulador de frecuencia (demodulador de FM, FM: modulación de frecuencia), por lo que se obtiene información de vibraciones.
Después, la información de vibraciones del componente interno del reactor 14 obtenida mediante el procesamiento en el procesador de señal 8 es visualizada en la unidad de visualización 9. Más específicamente, la unidad de visualización 9 visualiza la información de entrada incluyendo una forma de onda de amplitud de vibraciones, respuesta en frecuencia de la vibración, tendencia de cambio de una amplitud de vibraciones o fase de vibraciones.
En la presente realización descrita anteriormente, con referencia a la Fig. 3 se describirá un método de medición de la vibración usando una señal de pulso ultrasónico.
La Fig. 3 es una vista explicativa que muestra un método de medición de la vibración usando la señal ultrasónica reflejada de la Fig. 1.
Como se muestra en la Fig. 3, se usa una señal de pulso de CC (corriente continua) como la señal de pulso eléctrico 10 que ha de ser convertida en un pulso ultrasónico. El pulso ultrasónico 11 procedente del transductor ultrasónico 1 para transmisión se transmite a través de la vasija de presión del reactor 3 en un ángulo recto con relación a una pared de la vasija de presión del reactor 3. En el agua del reactor 12, el pulso ultrasónico incidente 13 se propaga en un ángulo recto con relación a una pared de la vasija de presión del reactor 3. El pulso ultrasónico incidente 13 es reflejado por el componente interno del reactor 14.
Cuando el componente interno del reactor 14 está inclinado en un ángulo de θ (grados) con relación a la vasija de presión del reactor 3, el pulso ultrasónico reflejado 15 se propaga en la dirección de 2θ (grados). En el momento en que el pulso ultrasónico reflejado 15 liega al límite entre el agua del reactor 12 y la vasija de presión del reactor 3, el pulso ultrasónico 16 es refractado nuevamente debido a la propagación oblicua del pulso ultrasónico debido a una diferencia en la velocidad del sonido en el agua del reactor 12 y en la vasija de presión del reactor 3.
Es decir, el ángulo de refracción α (grados) en el que el pulso ultrasónico reflejado 15 se propaga por la vasija de presión del reactor 3 se calcula usando la siguiente ecuación (2) según la ley de Snell.
En la ecuación anterior, “Cagua” es la velocidad del sonido (m/s) de una onda ultrasónica en el agua del reactor 12, y“Cvasija” es la velocidad del sonido (m/s) de una onda ultrasónica en la vasija de presión del reactor 3.
Como se comprende a partir de la ecuación (2), el ángulo de refracción α (grados) está determinado por la velocidad del sonido del agua del reactor. La velocidad del sonido del agua del reactor depende de la temperatura del agua del reactor.
Como se describió anteriormente, el pulso ultrasónico que se ha propagado por la vasija de presión del reactor 3 en el ángulo de refracción α (grados) es recibido por el transductor ultrasónico 2 para recepción. Para recibir un eco ultrasónico con alta sensibilidad, la posición del transductor ultrasónico 2 para recepción puede tener que ser ajustada dependiendo de la temperatura del agua del reactor. Como se describe en el Handbook of Ultrasonic Technology (Nikkan Kogyo Shinbun Ltd., cuarta edición revisada, páginas 1.202 a 1.203), la velocidad del sonido (Cagua) a una temperatura de 25 grados Celsius es 1.497 (m/s), mientras que la velocidad del sonido (Cagua) a 287,8 grados Celsius se reduce a 980 (m/s). Suponiendo que la velocidad del sonido (Cvasija) en la vasija de presión es 6.000 (m/s) y θ es 1 grado, se obtienen 8 grados como el ángulo de propagación α (25) a una temperatura de 25 grados Celsius, y se obtienen 12,3 grados como el ángulo de propagación α (287,8) a 287,8 grados Celsius. Aquí, se supone que el espesor de placa de la vasija de presión del reactor nuclear 3 es 160 mm. En este caso, cuando la temperatura del agua del reactor se incrementa de 25 grados Celsius a 287,8 grados Celsius, la posición de recepción óptima del transductor ultrasónico 2 para recepción varía aproximadamente 12 mm (160 mm x tan(8 grados) -160 mm x tan(12,3 grados) = -12,4 mm).
Como se describe en el Hanbook of Non-destructive Inspection [nueva edición] (editado por The Japanese Societey for Non-Destructive Inspection, abril de 1978, páginas 458 a 459) y el Handbook of New Non-destructive Inspection (editado por The Japanese Society for Non-Destructive Inspection, octubre de 1992, páginas 458 a 459), se ha usado ampliamente un método de inspección ultrasónica que usa dos transductores ultrasónicos para medir el espesor de placa o detectar defectos. En los documentos anteriores, las posiciones de los dos transductores ultrasónicos se determinan sólo en consideración al espesor de placa D de la vasija de presión del reactor 3. Sin embargo, para recibir el eco ultrasónico procedente del componente interno del reactor 14 en una posición óptima, en la presente realización la posición del transductor ultrasónico 2 para recepción se ajusta en consideración a la temperatura del agua del reactor.
El transductor ultrasónico 2 para recepción detecta los pulsos ultrasónicos 17a y 17b con respecto a la señal de pulso eléctrico 10 que es el pulso ultrasónico transmitido desde el transductor ultrasónico 1 para transmisión.
Las Figs. 4A a 4C son vistas explicativas que muestran el pulso ultrasónico que ha de ser transmitido de la Fig. 1 y pulsos ultrasónicos que han de ser recibidos de la Fig. 1. La Fig. 4A es un gráfico de tiempos de la señal de pulso eléctrico 10 que es el pulso ultrasónico transmitido desde el transductor ultrasónico 1 para transmisión, la Fig. 4B es un gráfico de tiempos del pulso ultrasónico 17a recibido por el transductor ultrasónico 2 para recepción, y la Fig. 4C es un gráfico de tiempos del pulso ultrasónico 17b recibido por el transductor ultrasónico 2 para recepción.
Cuando se hace vibrar el componente interno del reactor 14, los tiempos de llegada en los que son detectadas las señales de pulso ultrasónico recibidas 17a y 17b varían en proporción a la amplitud de vibraciones del componente interno del reactor. Suponiendo que el tiempo de propagación cuando no se hace vibrar el componente interno del reactor 14 es T (s) como se muestra por una línea continua en la Fig. 3, el tiempo de propagación T se calcula usando la siguiente ecuación (3).
Además, cuando se hace vibrar el componente interno del reactor 14 con una amplitud de vibraciones de ΔL como se muestra por una línea discontinua en la Fig. 3, L se convierte en L + ΔL. Suponiendo que un cambio del tiempo de propagación T del pulso ultrasónico es Δt, el tiempo de propagación Δt se calcula usando la siguiente ecuación (4).
Por consiguiente, la amplitud de vibraciones ΔL se calcula usando la siguiente ecuación (5).
Por lo tanto, midiendo el cambio Δt del tiempo de propagación en el procesador de señal 8 mostrado en la Fig. 1, puede medirse la amplitud de vibraciones ΔL.
Suponiendo que el intervalo de tiempo en el que se genera la señal de pulso ultrasónico 10 es Ts (s), la amplitud de vibraciones puede medirse discretamente para cada intervalo de tiempo Ts (s).
La Fig. 5 es una vista explicativa que muestra un método de reconstrucción de la forma de onda de vibraciones real a partir de los valores de medición discretos de la amplitud de vibraciones de la Fig. 1. Como se muestra en la Fig. 5, puede obtenerse la forma de onda de vibraciones real.
Se usa el teorema del muestreo para reproducir una señal de vibraciones que tiene una frecuencia de f (Hz). El intervalo de tiempo Ts (s) en el que se genera la señal de pulso ultrasónico, satisface la siguiente ecuación (6).
Por ejemplo, para reproducir una amplitud de vibraciones de 100 Hz, al menos, la señal de pulso ultrasónico debe generarse en un intervalo de 200 Hz (Ts = 50 ms).
Según la presente realización, aun cuando el componente interno del reactor 14 esté dispuesto inclinado con relación a la vasija de presión del reactor 3, los pulsos ultrasónicos reflejados 17a y 17b procedentes del componente interno del reactor 14 pueden ser recibidos usando el transductor ultrasónico 1 para transmisión y el transductor ultrasónico 2 para recepción, por lo que puede medirse la vibración del componente interno del reactor 14.
Segunda realización
La Fig. 6 es una vista que muestra esquemáticamente una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una segunda realización de la presente invención. Las Figs. 7A y 7b son vistas explicativas que muestran una relación temporal y una relación de frecuencia entre un pulso de RF de transmisión y un pulso de RF de recepción de la Fig. 6. La Fig. 7A es un gráfico de tiempos del pulso de RF de transmisión transmitido desde el transductor ultrasónico para transmisión, y la Fig. 7B es un gráfico de tiempos del pulso de RF de recepción recibido por el transductor ultrasónico para recepción. En la Fig. 6, los mismos números de referencia que los de la Fig. 1 indican partes similares a las de la Fig. 1, y por lo tanto se omitirán las descripciones coincidentes.
Como se muestra en la Fig. 6 y la Fig. 7A, se usa una señal de pulso de RF (radiofrecuencia) 18 como señal de pulso ultrasónico que ha de ser generada desde el transmisor ultrasónico 6. Es decir, cuando la señal de pulso de RF 18 mostrada en la Fig. 7A es introducida en el transductor ultrasónico 1 para transmisión, un pulso de RF ultrasónico incidente 19 generado en ese momento también se convierte en una señal de pulso de RF. La frecuencia de la portadora de la señal de pulso de RF así generada se supone que es f (Hz). Esta señal de pulso de RF se propaga por el agua del reactor 12, es reflejada por el componente interno del reactor 14, refractada en el límite entre el agua del reactor 12 y la vasija de presión del reactor 3, y recibida por el transductor ultrasónico 2 para recepción.
La señal de pulso de RF de recepción recibida 20 se observa en un intervalo de tiempo del tiempo de propagación Tó(T+ Δt), como en el caso de la señal de pulso ultrasónico que ha de ser transmitida y la señal de pulso ultrasónico que ha de ser recibida de la Fig. 4. La señal de pulso de RF reflejada es desplazada por efecto Doppler por la vibración del componente interno del reactor 14 y, por consiguiente, se cambia la frecuencia de la señal de pulso de RF reflejada.
Suponiendo que la velocidad de vibraciones del componente interno del reactor 14 es V (m/s), el cambio de frecuencia Δf (Hz) en este caso puede calcularse usando la siguiente ecuación (7).
En la ecuación anterior, “Cagua” es la velocidad del sonido (m/s) de una onda ultrasónica en el agua del reactor 12, y θ es el ángulo de inclinación (grados) entre la vasija de presión del reactor 3 y el componente interno del reactor 14 mostrado en la Fig. 6.
El cambio de frecuencia Δf se mide en el procesador de señal 8 mostrado en la Fig. 6 usando un circuito de demodulación de frecuencia. La velocidad de vibraciones V (m/s) puede volver a calcularse a partir del cambio de frecuencia Δf obtenido usando la ecuación (7). También en este caso, la velocidad de vibraciones se mide discretamente y, por lo tanto, como en el caso del método mostrado en la Fig. 5, el valor de medición es introducido en el procesador de señal 8 y luego se usa el teorema del muestreo para sintetizar una forma de onda de velocidad de vibraciones. Los datos obtenidos son convertidos luego en una forma de onda de amplitud de vibraciones o forma de onda de aceleración de vibraciones, que luego se visualiza en la unidad de visualización 9.
Según la presente realización, usando la señal de pulso de RF 18 en lugar de la señal de pulso de CC usada en la primera realización, es posible detectar el desplazamiento Doppler de la señal de pulso ultrasónico generada con la vibración del componente interno del reactor 14 para permitir que la amplitud de vibraciones y la velocidad de vibraciones sean medidas simultáneamente, mejorando así la exactitud de la medición.
Tercera realización
Las Figs. 8A y 8B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una tercera realización de la presente invención. La Fig. 8A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 8B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de VIIIb-VIIIb de la Fig. 8A vista desde arriba. En las Figs. 8A y 8B, los mismos números de referencia que los de la Fig. 1 indican las partes similares a las de la Fig. 1, y por lo tanto se omitirán las descripciones coincidentes.
Como se muestra en la Fig. 8B, el componente interno del reactor 14 está representado por un círculo. El transductor ultrasónico 1 para transmisión está desplazado sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor 3 en la dirección circunferencial de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor 14 está cambiada. En consecuencia, la posición del transductor ultrasónico 2 para recepción está desplazada.
Según la presente realización, la vibración del componente interno del reactor 14 puede medirse aun cuando el componente interno del reactor 14 tenga una superficie curvada. Además, usando las formas de onda de vibraciones antes y después del cambio de la posición de medición de vibraciones, puede medirse más detalladamente la vibración del componente interno del reactor 14.
Cuarta realización
Las Figs. 9A y 9B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una cuarta realización de la presente invención. La Fig. 9A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 9B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de IXb-IXb de la Fig. 9A vista desde arriba.
Como se muestra en la Fig. 9B, el componente interno del reactor 14 está representado por un círculo. El ángulo incidente del pulso ultrasónico que ha de ser transmitido desde el transductor ultrasónico 1 para transmisión está cambiado de β a γ de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor 14 está cambiada. En consecuencia, el ángulo de recepción del pulso ultrasónico recibido por el transductor ultrasónico 2 para recepción está cambiado de β a γ.
Según la presente realización, cambiando el ángulo incidente del pulso ultrasónico de β a γ, es posible cambiar el punto de medición de la vibración sin desplazar las posiciones del transductor ultrasónico 1 para transmisión. Además, usando las formas de onda de vibraciones del componente interno del reactor 14 antes y después del cambio del ángulo incidente y el ángulo de recepción, puede medirse más detalladamente la vibración del componente interno del reactor
14.
Quinta realización
Las Figs. 10A y 10B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una quinta realización de la presente invención. La Fig. 10A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 10B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de Xb-Xb de la Fig. 1A vista desde arriba. En las Figs. 10A y 10B, los mismos números de referencia que los de la Fig. 1 indican las partes similares a las de la Fig. 1, y por lo tanto se omitirán las descripciones coincidentes.
Como se muestra en la Fig. 10B, el componente interno del reactor 14 está representado por un círculo. La posición del transductor ultrasónico 1 para transmisión está cambiada de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor 14 está cambiada. En consecuencia, el ángulo de recepción del pulso ultrasónico se cambia de β a γ sin desplazar el transductor ultrasónico 2 para recepción.
Según la presente realización, es posible cambiar la posición de medición de la vibración sin desplazar el transductor ultrasónico 2 para recepción. Además, usando las formas de onda de vibraciones del componente interno del reactor 14 antes y después del cambio de la posición del transductor ultrasónico 1 para transmisión, puede medirse más detalladamente la vibración del componente interno del reactor 14.
Sexta realización
Las Figs. 11A y 11B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una sexta realización de la presente invención. La Fig. 11A es una vista que muestra una relación posicional entre la vasija de presión del reactor y el componente interno del reactor, y la Fig. 11B es una vista de la sección transversal tomada a lo largo de XIb-XIb de la Fig. 11A vista desde arriba. En las Figs. 11A y 11B, los mismos números de referencia que los de la Fig. 1 indican las partes similares a las de la Fig. 1, y por lo tanto se omitirán las descripciones coincidentes.
Como se muestra en la Fig. 11B, el componente interno del reactor 14 está representado por un círculo. El ángulo incidente del pulso ultrasónico que ha de ser transmitido desde el transductor ultrasónico 1 para transmisión está cambiado de β a γ sin desplazar el pulso ultrasónico del transductor ultrasónico 1 para transmisión de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor 14 está cambiada. En consecuencia, la posición del transductor ultrasónico 2 para recepción está desplazada para cambiar la posición de recepción del pulso ultrasónico.
Según la presente realización, es posible cambiar la posición de medición de la vibración sin desplazar el transductor ultrasónico 1 para transmisión. Además, usando las formas de onda de vibraciones del componente interno del reactor 14 antes y después del cambio de la posición del transductor ultrasónico 2 para recepción, puede medirse más detalladamente la vibración del componente interno del reactor 14.
Séptima realización
Las Figs. 12A y 12B son vistas explicativas que muestran una configuración de un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear según una séptima realización de la presente invención. La Fig. 12A es una vista característica que muestra un método de visualización de la frecuencia original del componente interno del reactor que no tiene frecuencia extraordinaria, y la Fig. 12B es una vista característica que muestra un método de ajuste de un valor umbral.
Como se muestra en la Fig. 12A, el análisis de frecuencia de la información de vibraciones del componente interno del reactor 14 que se ha obtenido mediante el procesamiento del procesador de señal 8 se realiza para calcular la diferencia de frecuencia ΔF. Después, como se muestra en la Fig. 12B, el cambio temporal de la diferencia de frecuencia ΔF del componente interno del reactor 14 se visualiza en la unidad de visualización 9.
Según la presente realización, el cambio temporal de la diferencia de frecuencia ΔF se visualiza basado en la señal de vibraciones medida. Esto facilita la comprensión de la aparición de vibraciones anómala, incrementando así la fiabilidad de la vigilancia de vibraciones.
Aunque la presente invención se ha descrito con referencia a las realizaciones preferidas, la presente invención no está limitada a las realizaciones anteriores sino que puede modificarse de diversas maneras combinando las configuraciones de las realizaciones anteriores sin apartarse del ámbito de la presente invención.

Claims (12)

  1. REIVINDICACIONES
    1. Un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear que comprende:
    un primer transductor ultrasónico (1) para transmisión que está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor y está configurado para convertir una señal de transmisión en una señal de pulso ultrasónico y permitir que el pulso ultrasónico (11) sea transmitido a un componente interno del reactor (14);
    un transmisor ultrasónico (6) que está conectado eléctricamente al primer transductor ultrasónico y está configurado para transmitir la señal de transmisión;
    un segundo transductor ultrasónico (2) para recepción que está dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor y está configurado para recibir un pulso ultrasónico reflejado (16), reflejado por el componente interno del reactor, y convertir el pulso ultrasónico reflejado recibido en una señal de recepción;
    un receptor ultrasónico (7) que está conectado eléctricamente al segundo transductor ultrasónico y está configurado para recibir la señal de recepción;
    un procesador de señal (8) que está conectado eléctricamente al transmisor ultrasónico y al receptor ultrasónico y está configurado para introducir una señal en el transmisor ultrasónico y recibir una señal procedente del receptor ultrasónico para aplicar procesamiento de señal a la señal; y
    una unidad de visualización (9) que está configurada para visualizar información de vibraciones del componente interno del reactor obtenida como resultado del procesamiento de señal por el procesador de señal.
  2. 2.
    El sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 1, en el que la señal de transmisión es una señal de pulso de radiofrecuencia.
  3. 3.
    El sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 1, en el que el primer transductor ultrasónico (1) puede cambiar el ángulo incidente del pulso ultrasónico.
  4. 4.
    El sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 1, en el que el segundo transductor ultrasónico (2) puede cambiar el ángulo de recepción del pulso ultrasónico.
  5. 5.
    El sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 1, en el que el primer transductor ultrasónico (1) puede cambiar el ángulo incidente del pulso ultrasónico, y el segundo transductor ultrasónico (2) puede cambiar el ángulo de recepción del pulso ultrasónico.
  6. 6.
    El sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 1, en el que el procesador de señal (8) realiza el análisis de frecuencia para la señal recibida para calcular la frecuencia original
    del componente interno del reactor (14) que no tiene frecuencia extraordinaria, y la unidad de visualización (9) visualiza el cambio temporal de la diferencia de frecuencia.
  7. 7. Un método de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear que comprende:
    permitir que un pulso ultrasónico (11) sea transmitido a un componente interno del reactor (14) usando un primer transductor ultrasónico (1) para transmisión que está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor;
    recibir un pulso ultrasónico reflejado (16), reflejado por el componente interno del reactor, usando un segundo transductor ultrasónico (2) para recepción que está dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor; y
    aplicar procesamiento de señal a la señal de pulso ultrasónico reflejado recibido para analizar la vibración del componente interno del reactor.
  8. 8. El método de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 7, que comprende:
    cambiar la posición del primer transductor ultrasónico (1) y el ángulo de recepción del pulso ultrasónico en el segundo transductor ultrasónico (2) de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor (14) se desplace para cambiar la posición de medición de vibraciones.
  9. 9. El método de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 7, que comprende:
    cambiar el ángulo incidente del pulso ultrasónico que ha de ser transmitido desde el primer transductor ultrasónico
    (1) y la posición del segundo transductor ultrasónico (2) de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor (14) se desplace para cambiar la posición de medición de vibraciones.
  10. 10. El método de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 7, que comprende:
    cambiar las posiciones del primer transductor ultrasónico (1) y el segundo transductor ultrasónico (2) de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor (14) se desplace para cambiar la posición de medición de vibraciones.
  11. 11. El método de vigilancia de vibraciones de un reactor (3) nuclear según la reivindicación 7, que comprende:
    cambiar el ángulo incidente del pulso ultrasónico que ha de ser transmitido desde el primer transductor ultrasónico
    (1) y el ángulo de recepción del pulso ultrasónico en el segundo transductor ultrasónico (2) de manera que la posición en la que el pulso ultrasónico se refleja sobre el componente interno del reactor (14) se desplace para cambiar la posición de medición de vibraciones.
    OFICINA ESPAÑOLA DE PATENTES Y MARCAS
    N.º solicitud: 200900794
    ESPAÑA
    Fecha de presentación de la solicitud: 24.03.2009
    Fecha de prioridad:
    INFORME SOBRE EL ESTADO DE LA TECNICA
    51 Int. Cl. : Ver Hoja Adicional
    DOCUMENTOS RELEVANTES
    Categoría
    56 Documentos citados Reivindicaciones afectadas
    A
    Base de datos Epodoc en Epoque. European Patent Office (MUNICH , DE). JP11125688 A 1,2,6,7
    (TOKYO ELECTRIC POWER CO, TOSHIBA CORP) Resumen, Figuras 1-8
    A
    US 2008037695 A1 (KONO ET AL.) , todo el documento. 1,2,6,7
    A
    Base de datos Epodoc en Epoque. European Patent Office (MUNICH , DE). JP2007121067 A 1,2,6,7
    (TOSHIBA CORP, TOSHIBA PLANT SYS & SERVICES) ; Resumen, Figuras 1-4
    A
    EP 0489597 A2 (B & NUCLEAR SERVICE) , todo el documento. 1,2,6,7
    Categoría de los documentos citados X: de particular relevancia Y: de particular relevancia combinado con otro/s de la misma categoría A: refleja el estado de la técnica O: referido a divulgación no escrita P: publicado entre la fecha de prioridad y la de presentación de la solicitud E: documento anterior, pero publicado después de la fecha de presentación de la solicitud
    El presente informe ha sido realizado • para todas las reivindicaciones • para las reivindicaciones nº:
    Fecha de realización del informe 20.04.2012
    Examinador R. San Vicente Domingo Página 1/4
    INFORME DEL ESTADO DE LA TÉCNICA
    Nº de solicitud: 200900794
    CLASIFICACIÓN OBJETO DE LA SOLICITUD
    G01H1/00 (2006.01) G01N29/11 (2006.01) G01N29/46 (2006.01) G21C17/00 (2006.01) G21C17/003 (2006.01)
    Documentación mínima buscada (sistema de clasificación seguido de los símbolos de clasificación)
    G01H, G01N, G21C
    Bases de datos electrónicas consultadas durante la búsqueda (nombre de la base de datos y, si es posible, términos de búsqueda utilizados)
    INVENES, EPODOC
    Informe del Estado de la Técnica Página 2/4
    OPINIÓN ESCRITA
    Nº de solicitud: 200900794
    Fecha de Realización de la Opinión Escrita: 20.04.2012
    Declaración
    Novedad (Art. 6.1 LP 11/1986)
    Reivindicaciones Reivindicaciones 1-11 SI NO
    Actividad inventiva (Art. 8.1 LP11/1986)
    Reivindicaciones Reivindicaciones 1-11 SI NO
    Se considera que la solicitud cumple con el requisito de aplicación industrial. Este requisito fue evaluado durante la fase de examen formal y técnico de la solicitud (Artículo 31.2 Ley 11/1986).
    Base de la Opinión.-
    La presente opinión se ha realizado sobre la base de la solicitud de patente tal y como se publica.
    Informe del Estado de la Técnica Página 3/4
    OPINIÓN ESCRITA
    Nº de solicitud: 200900794
    1. Documentos considerados.-
    A continuación se relacionan los documentos pertenecientes al estado de la técnica tomados en consideración para la realización de esta opinión.
    Documento
    Número Publicación o Identificación Fecha Publicación
    D01
    JP11125688 A (TOKYO ELECTRIC POWER CO, TOSHIBA CORP)
    D02
    US 2008037695 A1 (KONO et al.) 14.02.2008
    D03
    JP2007121067 A (TOSHIBA CORP, TOSHIBA PLANT SYS & SERVICES)
    D04
    EP 0489597 A2 (B & NUCLEAR SERVICE) 10.06.1992
  12. 2. Declaración motivada según los artículos 29.6 y 29.7 del Reglamento de ejecución de la Ley 11/1986, de 20 de marzo, de Patentes sobre la novedad y la actividad inventiva; citas y explicaciones en apoyo de esta declaración
    El documento del estado de la técnica que se considera más próximo a la invención es D01. En dicho documento, se desarrolla un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor comprendiendo un transductor ultrasónico dispuesto sobre la superficie exterior de la vasija de presión del reactor, configurado para convertir una señal de transmisión en una señal de pulso ultrasónico y permitir que dicho pulso sea transmitido a un componente interno del reactor, y conectado a un procesador de señal a través de sendos emisores y receptores de señal conectados eléctricamente al transductor. Para visualizar la información de las vibraciones del componente interno, obtenida a partir del procesamiento de la señal, se dispone de una unidad de visualización.
    Por lo tanto la única diferencia entre el documento D01 y la 1ª reivindicación de la solicitud objeto de estudio, sería que el sensor ultrasónico empleado en el documento D01 estaría configurado para hacer las veces tanto de transmisor como de receptor, y en el caso de que el componente interno del reactor esté inclinado en relación con la vasija del reactor donde está dispuesto el transductor, no se podría recibir correctamente el pulso ultrasónico reflejado. Teniendo en cuenta esto, parece que no sería evidente para un experto en la materia que partiendo de dicho documento D01 se llegara a la invención propuesta en la 1ª reivindicación de la solicitud, y por lo tanto dicha invención poseería novedad y actividad inventiva. Con respecto a las reivindicaciones 2ª a 6ª, puesto que todas dependen directamente o indirectamente de la 1ª reivindicación, podríamos decir que también presentarían novedad y actividad inventiva.
    En cuanto a la reivindicación 7ª, que describe el método llevado a cabo para la vigilancia de las vibraciones de un reactor, a partir de un sistema como el desarrollado en la reivindicación 1ª, diríamos que dado que no se ha cuestionado la novedad ni la actividad inventiva del propio sistema con ninguno de los documentos más cercanos del estado de la técnica, tampoco se vería cuestionado el propio método, y concluiríamos que ni dicha reivindicación 7ª ni ninguna de las reivindicaciones 8ª a 11ª dependientes de ella se verían cuestionadas en cuanto a los requisitos de patentabilidad de novedad ni actividad inventiva.
    Por otro lado, del resto de documentos D02 a D04, dado que también describen distintos sistemas y métodos para la vigilancia de vibraciones de un reactor, a partir de un solo transductor ultrasónico como es el caso del documento D01, diríamos que reflejan asimismo el estado de la técnica general.
    Por lo tanto podríamos concluir que ninguno de los documentos D01 a D04 afectarían a la novedad ni a la actividad inventiva, tal cual es descrita en las reivindicaciones 1ª a 11ª del documento presentado por el solicitante, y por lo tanto la patentabilidad de la invención no se vería cuestionada en el sentido de los artículos 6 y 8 de la ley 11/86 de patentes.
    Informe del Estado de la Técnica Página 4/4
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