ES2390336B1 - Junta de estanqueidad permanente para cavidad de reactor nuclear - Google Patents

Junta de estanqueidad permanente para cavidad de reactor nuclear Download PDF

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Abstract

Una junta de estanqueidad permanente de cavidad que sustituye la función de la junta de estanqueidad temporal de cavidad usada típicamente en reactores estrechos de agua presurizada con huelgo de dilatación térmica, para sellar el huelgo de dilatación entre el pozo no penetrante del reactor y el reactor durante la recarga de combustible. La junta de estanqueidad permanente utiliza una junta flexible en forma de C que está protegido por un brazo de soporte rígido en voladizo de cualquier equipo caído accidentalmente desde arriba en el canal de recarga de combustible. La construcción alberga la expansión térmica de la vasija del reactor mientras se permite que la vasija del reactor enfríe el aire para sacar la corona entre la vasija y la pared de la cavidad del reactor durante el funcionamiento de la planta, sin un incremento notable en la caída de presión.

Description

JUNTA DE ESTANQUEIDAD PERMANENTE PARA CAVIDAD DE REACTOR NUCLEAR
REFERENCIA A SOLICITUDES RELACIONADAS
Esta Solicitud reivindica la prioridad de la Solicitud Provisional de Estados Unidos Número 60/884,707, presentada el 12 de enero de 2007 y 60/888,347, presentada el 6 de febrero 2007.
OBJETO DE LA INVENCIÓN
La presenta invención se refiere a disposiciones de contención de reactor nuclear, y más particularmente a juntas de estanqueidad permanentes que se extienden a través de un huelgo de dilatación térmica anular entre una pared periférica de una vasija del reactor nuclear y una pared de contención, en los cuales la junta de estanqueidad proporciona una junta impermeable a través del huelgo de dilatación permitiendo la traslación lateral y vertical de la vasija del reactor respecto de la pared de contención.
ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN
La recarga de combustible de los reactores de agua presurizada es una operación rutinaria establecida llevada a cabo con un alto grado de fiabilidad. Para condiciones normales de carga, la recarga de combustible se lleva a cabo aproximadamente cada 12 a 22 meses. La operación completa de recarga de combustible dura normalmente en torno a cuatro semanas.
En una serie de disposiciones nucleares de contención, la vasija del reactor se posiciona dentro de una cavidad de hormigón que tiene una parte anular superior encima de la vasija que define una canal de recarga de combustible. El canal se mantiene seco durante las operaciones del reactor; sin embargo, durante la recarga de combustible de la planta de energía nuclear, el canal se llena con agua. El nivel de agua es suficientemente alto para proporcionar la protección adecuada para mantener los niveles de radiación dentro de los límites aceptables cuando se retiran completamente los conjuntos combustibles de la vasija. Se añade ácido bórico al agua para garantizar las condiciones subcríticas durante la recarga de combustible. Al inicio de la operación de recarga de combustible, antes de que se inunde el canal de recarga de combustible, la brida de la vasija del reactor está sellada a la parte inferior del canal de recarga de combustible. Originariamente, esta junta se llevaba a cabo mediante una junta de estanqueidad afianzada que previene la fuga de agua de recarga de combustible al pozo en el cual se asienta la vasija del reactor. Este anillo de estanqueidad se fijaba y sellaba después de enfriar el reactor antes de inundar el canal. Típicamente esta junta de estanqueidad desmontable estaba constituida por cuatro anillos elastoméricos de gran diámetro que son susceptibles de fuga y se deben sustituir en cada operación de recarga de combustible.
El huelgo de dilatación térmica anular entre la vasija del reactor y la pared de hormigón que envuelve la vasija del reactor está provista para acomodar la dilatación térmica de la vasija y otros movimientos de la vasija tales como un evento sísmico y permiten enfriar las paredes de la cavidad y detectores externos al núcleo empotrados en las paredes de la cavidad de hormigón. Las plantas de reactor de agua presurizada tienen dos dimensiones de huelgos básicos de dilatación, es decir, ancho y estrecho. Los huelgos anchos tienden a encontrarse en el intervalo de dos pies (60,98 cm) a tres pies (91 ,44 cm), mientras que los huelgos estrechos tienden a encontrarse en el intervalo de 2quot; (5,08 cm) a 4quot; (1 O, 16 cm). En todas las plantas, se debe sellar el área del huelgo durante la recarga de combustible. Aunque la parte superior de la cavidad, es decir, el canal de recarga de combustible se debe inundar, no se permite que haya agua en la parte inferior de la cavidad. Típicamente, la vasija del reactor tiene una brida de extensión horizontal y la pared de contención que envuelve la cavidad del reactor tiene un borde o escalón de extensión horizontal en el suelo del canal de recarga de combustible a aproximadamente la misma altura que la brida, cuya junta de estanqueidad temporal se expande durante la recarga de combustible.
En las plantas con juntas de estanqueidad permanentes para grandes huelgos de dilatación térmica, tales como los descritas en la patente de los Estados Unidos Números 5.323.427; 4.905.260; 4.904.442; 4.747.993; y
4.170.517 que se han empleado para reducir el tiempo requerido para la operación de recarga de combustible. Sin embargo, las juntas de estanqueidad permanentes necesitan tener en cuenta la dilatación térmica de la vasija del reactor que reduce el huelgo entre la pared periférica de la vasija del reactor y la pared de contención en el área del pozo del reactor, y albergan también idealmente parte del movimiento vertical y lateral de la vasija del reactor respecto de la pared de contención. Además, la junta de estanqueidad será capaz de soportar grandes golpes de objetos tales como conjuntos de combustible, caídos accidentalmente durante la recarga de combustible. Una junta de estanqueidad permanente también debe permitir el paso de aire de enfriamiento desde la cavidad de reactor inferior a lo largo de la pared que envuelve la vasija hasta el canal de recarga de combustible. De este modo, la junta de estanqueidad debe tener (1) resistencia para retener el gran volumen de agua usado en la operación de recarga de combustible; (2) flexibilidad para acomodar el movimiento de la vasija del reactor dentro de la pared de contención; (3) integridad estructural para resistir el daño de los objetos que caen; y (4) un recorrido de aire entre la cavidad de reactor inferior y el canal de recarga de combustible para enfriar las paredes de la cavidad durante el funcionamiento del reactor. Las patentes anteriores describen diversos diseños que consiguen estos objetivos para plantas de huelgo ancho. Sin embargo, no cumplen con todos estos objetivos para las plantas de huelgo de dilatación estrecho. Existen aproximadamente 40 plantas en los Estados Unidos que tienen huelgos de dilatación estrechos que podrían sacar partido una fijación de junta permanente si hubiese una diseño disponible que pudiese conseguir todos los objetivos anteriores.
Por consiguiente, un objeto de la presente invención es proporcionar un diseño tal que satisfaga todos los objetivos anteriores para plantas de huelgo de dilatación estrecho.
BREVE DESCRIPCIÓN DE LA INVENCIÓN
Los objetivos anteriores se consiguen empleando una junta anular de acero inoxidable que encaja y queda fijada de forma estanca a, y se prolonga entre el borde de recarga del combustible adyacente a la brida de la vasija del reactor y la pared de contención en el suelo del canal de recarga de combustible. La junta anular incluye un soporte anular rígido en voladizo que se ancla en un primer extremo bien al suelo del canal de recarga de combustible o al borde de recarga de combustible. Una parte distal del soporte anular rígido en voladizo tiene un extremo de miembro flexible genéricamente en forma de e fijado al mismo. Otro extremo del miembro flexible en forma de e se ancla bien al suelo del canal de recarga de combustible o el borde de recarga de combustible y se extiende por encima y sobre el huelgo de dilatación que se extiende preferiblemente sobre al menos la otra parte bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Una parte distal del soporte anular rígido en voladizo tiene un extremo de un miembro flexible en forma general de e fijado a la misma. Otro extremo del miembro flexible en forma de e se ancla a la otra parte bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible.
En la realización preferida, el soporte anular rígido en voladizo incluye un pie esencialmente horizontal que está anclado bien al suelo del canal de recarga de combustible o al borde de recarga de combustible. Una pata que tiene un extremo conectado al pie se extiende desde el pie en una dirección genéricamente vertical y se fija a una altura separada del pie a un brazo o placa superior que se extiende lateralmente fuera en una dirección genéricamente radial sobre el huelgo de dilatación. Deseablemente, el brazo o placa superior se extiende radialmente en una dirección horizontal. Preferiblemente, el pie se extiende desde la pata radialmente hacia el huelgo de dilatación y se une con tornillo a la superficie bien del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Se proporciona una soldadura estanca alrededor de la interfaz entre el soporte anular rígido en voladizo y uno del suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. Alternativamente, el pie se puede fijar por soldadura estructural.
En una realización alternativa, un extremo del brazo opuesto al extremo distal que se extiende sobre el huelgo de dilatación, se extiende radialmente pasado la pata y está fijado a un extremo distal de un miembro flexible en forma de L que tiene otro extremo anclado bien al suelo del canal de recarga o el borde de recarga de combustible. En otra realización más el primer extremo del miembro flexible en forma de e está fijado al soporte anular rígido en voladizo a través de un enlace flexible de extensión esencialmente vertical.
Las realizaciones de esta invención permiten de este modo colocar huelgos de escotilla en el brazo o placa superior del soporte anular rígido en voladizo de dimensión suficiente para no añadir constricción adicional a la corriente de aire de enfriamiento en una disposición de planta de huelgo estrecho, sin sacrificar la resistencia estructural y la flexibilidad de la junta.
BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS
Se puede conseguir una mayor comprensión de la invención a partir de la descripción de las realizaciones preferidas y en combinación de los dibujos anexos en los cuales:
La figura 1 es una vista esquemática de la contención del reactor, parcialmente en sección, que esta invención incorpora.
La figura 2 es una vista lateral de una parte del pozo de reactor alrededor del huelgo de dilatación térmica que muestra una realización preferida de la junta de estanqueidad anular de la invención.
La figura 3 es una vista lateral de la parte de la soladura del reactor mostrada en la figura 2, que ilustra el recorrido de aire a través de la junta de una realización de esta invención.
La figura 4 es una vista en planta de la junta de estanqueidad de cavidad permanente de la invención que muestra la colocación de escotillas de ventilación.
La figura 5 es una vista lateral de una parte de la contención del reactor alrededor del huelgo de dilatación térmica que muestra una segunda realización de la invención;
La figura 6 es una vista lateral de una parte de la contención del reactor alrededor del huelgo de dilatación térmica que muestra una tercera realización de la invención.
La figura 7 es una vista lateral de una parte de la contención del reactor ilustrada en la figura 5 que muestra el recorrido de aire de enfriamiento a través de la junta de estanqueidad permanente de la invención.
REALIZACIÓN PREFERENTE DE LA INVENCIÓN
La invención proporciona una vasija de reactor nuclear a una disposición de junta para cavidad que forma una junta flexible permanente entre la vasija del reactor y el canal de recarga de combustible del reactor que se puede usar en plantas nucleares que tienen un huelgo de dilatación estrecho. El diseño de la junta de esta invención afectará a una junta impermeable para el canal de recarga de combustible durante las operaciones de recarga de combustible mientras alberga las dilataciones y contracciones de material que se dan durante las operaciones normales del reactor y permiten una corriente de aire de enfriamiento suficiente sin destruir la estanqueidad de la junta.
El entorno en el cual la invención se utiliza se puede entender por referencia a la vista lateral, parcialmente en sección transversal, de una contención de reactor ilustrada en la figura 1, que muestra un sistema de generación de vapor nuclear del tipo agua presurizada que incorpora la junta de estanqueidad impermeable al agua permanente de la invención. Se muestra una vasija presurizada 1 O que forma un recipiente presurizado cuando se hace estanco mediante su conjunto de cabeza 12. La vasija tiene boquillas de entrada de flujo de refrigeración 20 y boquillas de salida de flujo de enfriamiento 14 formadas solidarias a y a través de sus paredes cilíndricas. Como es conocido en la técnica, la vasija 1 O contiene un núcleo nuclear (no mostrado) que consiste principalmente en una pluralidad de elementos de combustible nuclear revestidos que genera importantes cantidades de calor dependiendo básicamente de la posición de medios de control, mostrándose su alojamiento de vasija de presión 18. El calor generado por el núcleo de reactor es transportado desde el núcleo por el flujo de enfriamiento que entra a través de las boquillas de entrada 20 y que sale a través de las boquillas de salida 14.
El flujo que sale por las boquillas de salida 14 es transportado por el conducto de ramal caliente 28 a un generador de vapor de intercambio de calor 22. El generador de vapor 22 es del tipo en el cual el flujo de enfriamiento calentado es transportado a través de tubos (no mostrados) que están una relación de intercambio de calor con el agua que se utiliza para producir vapor. El vapor producido por el generador de vapor 22 se utiliza habitualmente para accionar una turbina (no mostrado) para la producción de electricidad. El flujo se transporta a partir del generador de vapor 22 a través del conducto de ramal caliente 24 a través de una bomba 26 a partir de la cual progresa a través de un conducto de ramal caliente a las boquillas de entrada 20. De este modo, se puede ver que se proporciona un bucle cerrado primario de reciclaje o un bucle de generación de vapor con la tubería de enfriamiento acoplada en comunicación con la vasija 1 O, el generador de vapor 22 y la bomba 26. El sistema de generación ilustrado en la figura 1 tiene tres sistemas o bucles cerrados de flujo de fluido de este tipo. El número de tales sistemas se ha de entender que varía de una planta a otra pero habitualmente se emplean 2, 3 ó
4.
Dentro de la contención 42, la vasija del reactor 1 O y el recinto de cabeza 12 se mantienen dentro de una cavidad de reactor separada envuelta por una pared de hormigón 30. La cavidad del reactor se divide en una parte inferior 32 que envuelve completamente la estructura de la vasija y una parte superior 34 que se utiliza habitualmente como canal de recarga de combustible. Durante el funcionamiento del reactor se mantiene la comunicación del flujo de aire entre el pozo de la vasija de reactor inferior 32 y el canal de recarga de combustible 34 para ayudar al enfriamiento de las paredes de hormigón de la cavidad del reactor y los detectores externos al núcleo 44 empotrados dentro de las paredes de hormigón. Se favorece la corriente de aire mediante extractores posicionados dentro de la contención 42 fuera de la barrera de hormigón 30. Durante las operaciones de recarga de combustible la brida 36 de la vasija del reactor se sella al borde 40 de la cavidad del reactor que es el suelo del canal de recarga de combustible. En la figura 1, se muestra un huelgo de dilatación ancho 46 por razones de claridad. Para las plantas con tales huelgos anchos 46 se emplearían juntas de estanqueidad permanentes del tipo previamente descrito. Colocando una fijación sobre el huelgo 46 se restringe el calor que emana alrededor de la vasija del reactor. Para una planta de huelgo ancho que tiene un ancho de corona del orden de tres pies (91 ,44 cm), los diseños de fijación de junta permanente usan piezas soldadas de acero inoxidable en el lateral, con varias escotillas grandes sobre una placa superior de acero. Antes de la recarga de combustible, las escotillas se bloquean en posición para crear una junta impermeable. Después de evacuar el canal de recarga de combustible, se retiran las escotillas y almacenan para permitir que el flujo de aire durante una operación estándar.
Debido al hecho de que los huelgos anchos son grandes, el dimensionamiento y la colocación de escotillas para permitir un flujo de aire adecuado son relativamente fáciles. Sin embargo, los huelgos estrechos son tan pequeños que las escotillas se convierten en un factor de diseño limitante. Sin escotillas suficientes, el flujo de aire durante el funcionamiento del reactor es restringido de manera importante. Particularmente interesante es la resistencia estructural de la fijación de junta permanente. Se conoce una fijación de junta de huelgo ancho que se usa habitualmente de la patente de los Estados Unidos 4.904.442, que emplea dos patas de acero inoxidable que soportan una placa superior rígida. Fijadas a una placa superior de cada lado se encuentran dos juntas flexibles forma de L. La estructura principal soporta la carga, pero no queda fijada al borde de recarga de combustible o el suelo del canal de recarga de combustible, creando la junta impermeable, permitiendo al mismo tiempo que la estructura de junta se desvíe lo necesario para acomodar el movimiento de la vasija. Las dos patas no están soldadas al borde. En su lugar, las dos juntas flexibles están soldadas a la placa superior y el borde. Esto permite que la estructura de junta tenga el soporte necesario para casos de caída de carga tales como una caída catastrófica de un conjunto de combustible. Sin embargo, la estructura también se puede mover si se necesita para su dilatación debido a cargas tales como un cambio de temperatura de funcionamiento y actividad sísmica.
El mayor problema con la aplicación de la estructura de la junta de fijación permanente de huelgo ancho a una planta de huelgo estrecho es el del flujo de calor. Las dos patas y la placa superior atrapan el calor. Para solucionar el problema, al diseño de esta invención se le retiró una pata. Al hacer esto, la pata restante y la placa superior se modificaron para acomodar cargas estructurales de diseño. Además, se desarrollo un nuevo diseño flexible que debería resistir el movimiento causado por los casos de cargas de diseño requeridas y permitir más área para acomodar el flujo de aire de enfriamiento.
En el diseño de esta invención, las escotillas se han convertido también en un asunto estructural porque ocupan una buena parte del volumen de la placa superior. De manera similar al diseño del huelgo ancho, las escotillas se usan para permitir el flujo de aire a través de la estructura durante un funcionamiento normal. Sin embargo, las escotillas para la estructura de huelgo ancho ocupan una menor parte de la placa superior que las requeridas para la estructura de huelgo estrecho. Tradicionalmente, las placas de escotillas no son tan gruesas como la placa superior a la cual se fijan. Esto significa que en el diseño de huelgos de dilatación estrechos una cantidad importante del material de soporte se pierde produciendo secciones más reactivas a la tensión.
El diseño de junta de huelgo de dilatación estrecho de esta invención instalado en la configuración de recarga de combustible de planta, es decir las placas de cobertura de escotilla instaladas, se muestra en la figura 2. La vasija del reactor 1 O se muestra centrada en la parte inferior 32 de la cavidad del reactor envuelta por aislamiento 68. Un borde de recarga de combustible 66 se muestra como una prolongación de la brida de vasija del reactor 36 y se extiende radialmente a partir de la brida 36 hacia la pared de cavidad de contención 30 donde define el huelgo 46 de dilatación térmica de la cavidad entre el borde de recarga de combustible 66 y una placa de empotramiento 64 anclada en la pared de contención 30. Un revestimiento de acero 70 cubre el exterior de la pared de contención de hormigón. La junta de estanqueidad permanente de la cavidad del reactor de esta invención 78 se muestra anclada a la placa de empotramiento 64 por tornillos 60 que pasan a través de un pie 48 de una parte en voladizo de la junta 78. El pie 48 está soldado un extremo de una parte de pata 50 de la sección en voladizo que a su vez está soldado a un brazo de extensión horizontal o placa superior 52, que se extiende sobre el huelgo de distensión 46 y, preferiblemente sobre al menos una parte del borde de recarga de combustible 66. La placa superior 52 tiene una escotilla 54 que se mantiene en posición por tornillos 56 que comprimen las juntas de estanqueidad 58 para crear una junta impermeable. Una soldadura estanca 80 envuelve la intersección del pie 48 y la placa de empotramiento 65. Un miembro flexible 62 se conecta en un extremo al brazo 52 en la proximidad del extremo distal 82 del brazo 52. El miembro flexible 74 es un miembro genéricamente en forma de C que se conecta en su otro extremo a la superficie superior del borde de recarga de combustible 66.
El calibre fino, por ejemplo inferior a aproximadamente 0,2quot; (0,51 cm) de construcción de la junta flexible en forma de C se diseña para acomodar la dilatación térmica radial y vertical de la vasija del reactor. Combina la función de las dos juntas flexibles en forma de L usadas en la junta de estanqueidad permanente de cavidad de huelgo ancho descrito en la patente de los Estados Unidos 4.747.993. La junta flexible en forma de C de calibre fino está protegida de una caída del conjunto de combustible accidental por la placa superior robusta 54. Preferiblemente, la junta permanente de cavidad del reactor se construye exteriormente de acero inoxidable.
Después de la recarga de combustible cuando se evacua el canal de combustible gastado 34, las escotillas de ventilación 54 se retiran para proporcionar un recorrido de flujo para el aire de enfriamiento de la cavidad del reactor. La figura 3 ilustra el recorrido del flujo de aire de enfriamiento con las placas de recubrimiento de escotillas retiradas durante el funcionamiento de la planta. La figura 4 muestra una orientación típica de los huelgos de escotilla 54 en una vista en planta.
Un diseño alternativo se ilustra en la figura 5 que utiliza una junta flexible exterior en forma de C 74 soldada al anillo 64 de empotramiento de cavidad de recarga de combustible y una junta flexible 86 en forma de L que tiene una pata corta 88 soldada al borde 66 de recarga de combustible de la vasija del reactor y una pata larga 90 fijada a la parte extendida 84 del brazo 54. En esta realización, el soporte anular 47 en voladizo que está constituido por la pata 50 y el brazo o placa superior 52 se apoya sobre el borde de recarga de combustible 66 y el enlace inferior 72 de la junta flexible exterior en forma de C 62 se fija a la placa de empotramiento 64. Los caracteres de referencia idénticos se usan para los elementos correspondientes mostrados en la figura 5 que son comunes tantos a la figura 2 como a la figura 5. La realización mostrada en la figura 5 difiere de la mostrada en la figura 2 en diversos otros aspectos como el pozo. Por ejemplo, la junta flexible 62 en forma de C en la realización mostrada en la figura 5 está orientada en el sentido contrario a la vasija de reactor 1 O mientras que en la figura 2 la junta flexible en forma de C se orienta hacia la vasija de reactor 1 O. Además, el brazo o placa superior 52 en la realización mostrada en la figura 5 tiene un segmento 84 que se extiende más allá de la pata 50 en una dirección contraria a la junta flexible en forma de C 62. La junta flexible en forma de L funciona de modo similar a la descrita en la patente de los Estados Unidos 4.904.442. El diseño mostrado en la figura 5 comparte muchos de los atributos como los descritos anteriormente respecto de la figura 2. pero también proporciona una flexibilidad adicional debida a la mayor longitud total del material asociada con la combinación de dos juntas flexibles 86 y 62. Este diseño usaría una pata de soporte 50 que se apoya directamente sobre el borde de recarga de combustible del reactor para proporcionar el soporte requerido para la junta de estanqueidad durante las operaciones de recarga de combustible cuando se inunda la cavidad de recarga de combustible. La junta impermeable se consigue con las juntas flexibles 86 y 62 exterior e interior totalmente soldadas.
La figura 6 ilustra un diseño opcional de la junta flexible exterior 62. Este diseño tiene un enlace flexible 92 añadido insertado entre el extremo distal 84 del brazo horizontal 52 y el enlace superior 76 de la junta flexible 62 en forma de C. La junta flexible 62 se modifica para permitir que una escotilla más ancha 54 permita de este modo una mayor entrada de aire en la placa superior 52. La forma de la junta flexible modificada mostrada en la figura 6 mantiene las mismas características de flexión que el diseño en forma de C mostrado en la figura 5. Se puede requerir un mayor huelgo para algunas aplicaciones para compensar la mayor caída de presión en el sistema de enfriamiento por aire de la cavidad del reactor asociado a la junta de estanqueidad. La figura 7 muestra
5 el recorrido del flujo de aire de la cavidad del reactor a través del diseño de dos juntas flexibles mostrado en la figura 5 y en la figura 6, durante el funcionamiento de la planta.
Aunque se han descrito realizaciones específicas de la invención en detalle, el experto en la técnica apreciará que se podrían desarrollar diversas
10 modificaciones y alternativas a los detalles a la luz de las enseñanzas globales de la descripción. Por consiguiente, las realizaciones particulares reveladas se entiende que son solamente ilustrativas y no limitativas del alcance de la invención, lo cual da la magnitud total de las reivindicaciones anexas y cualesquiera de sus equivalentes.
15

Claims (14)

  1. REIVINDICACIONES
    1. Una disposición de contención de un reactor nuclear caracterizada porque incluye:
    A. una vasija presurizada de reactor de extremo abierto que se expande y contrae térmicamente durante el funcionamiento cíclico del reactor y que tiene una pared periférica y una brida que coincide con una brida correspondiente sobre una cabeza de vasija del reactor que forma un recinto amovible para la vasija presurizada de reactor de extremo abierto;
    B. un borde anular de recarga de combustible que es una extensión anular radialmente hacia el exterior de la brida de la vasija presurizada del reactor;
    C. una pared de contención separada de y rodeando la pared periférica de la vasija del reactor y que define un huelgo de dilatación térmica anular entre medias para alojar la dilatación térmica y otros movimientos de la vasija presurizada del reactor, teniendo la pared de contención una meseta que forma un suelo de un canal de recarga de la contención del reactor nuclear; y
    D. una junta anular que se acopla de modo estanco y fija a y se extiende entre el borde de recarga de combustible y la pared de contención, y comprende:
    (1)
    un soporte anular rígido en voladizo que se ancla a un primer extremo bien (i) al suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie de la pared de contención sustancialmente en paralelo a la misma o (ii) al borde de recarga de combustible y se extiende por encima y sobre el huelgo de dilatación que se extiende completamente sobre el huelgo de dilatación y que tiene un segundo extremo distal, y
    (11)
    un miembro flexible genéricamente en forma de quot;Cquot; que tiene un primer extremo fijado al soporte anular rígido en voladizo próximo al extremo distal y un segundo extremo anclado a la otra parte bien (i) del suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de
    contención sustancialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
  2. 2.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1, caracterizada porque el soporte anular rígido en voladizo incluye un pie esencialmente horizontal que está anclado bien (i) al suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente en paralelo a la misma o (ii) al borde de recarga de combustible, teniendo una pata un extremo conectado al pie, extendiéndose la pata a partir del pie en una dirección genéricamente vertical y se fija en una elevación separada del pie a un brazo que se extiende hacia fuera en una dirección genéricamente radial sobre el huelgo de dilatación.
  3. 3.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque un extremo distal del brazo se extiende sobre al menos una parte bien (i) del suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente en paralelo a la misma o
    (ii) el borde de recarga de combustible.
  4. 4.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque el brazo se extiende genéricamente radialmente en una dirección horizontal.
  5. 5.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque el pie se extiende radialmente hacia el huelgo de dilatación a partir de la pata.
  6. 6.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 5, caracterizada porque el pie se atornilla a la superficie sobre (i) el suelo del canal de recarga de combustible u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible, en emplazamientos circunferencialmente espaciados.
  7. 7.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 6 caracterizada porque incluye una soldadura estanca alrededor de la interfaz
    radialmente hacia el exterior del soporte anular rígido en voladizo y bien (i) el suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible
  8. 8.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1 caracterizada porque incluye una soldadura estructural entre el soporte anular rígido en voladizo y bien (i) el suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
  9. 9.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 2, caracterizada porque un segundo extremo del brazo opuesto al extremo distal del brazo que se extiende sobre el huelgo de dilatación, se extiende radialmente pasada la pata y está fijado a un extremo distal de un miembro flexible en forma de quot;Lquot; que tiene otro extremo anclado bien (i) al suelo del canal de recarga u otra superficie sobre la pared de contención esencialmente paralela a la misma o (ii) el borde de recarga de combustible.
    1O. Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 9, caracterizada porque el primer extremo del miembro flexible genéricamente en forma de quot;Cquot; está fijado al soporte anular rígido en voladizo a través de un enlace flexible de extensión esencialmente vertical.
  10. 11.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 9, caracterizada porque el enlace flexible se conecta al primer extremo del miembro flexible genéricamente en forma de quot;Cquot; formando un ángulo agudo.
  11. 12.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 11, caracterizada porque el ángulo agudo tiene aproximadamente 90 grados.
  12. 13.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1, caracterizada porque el miembro flexible genéricamente en forma de quot;Cquot; está construido a partir de al menos tres bandas separadas de metal que están conectadas extremo a extremo.
  13. 14.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 13, caracterizada porque las bandas de metal se conectan por soldadura.
  14. 15.
    Disposición de contención de reactor nuclear según la reivindicación 1, caracterizada porque el miembro flexible genéricamente en forma de quot;Cquot; está construido de acero inoxidable.
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