ES2701237T3 - Sistema de despresurización pasivo de un reactor nuclear - Google Patents

Abstract

El sistema de despresurización se caracteriza porque comprende una válvula principal (8) provista de un actuador neumático con un muelle de apertura (10) que puede estar conectada por un extremo al un recipiente presurizado (1) que aloja un gas en su interior y por el otro extremo a la atmósfera, definiendo dicho muelle de apertura (10) una presión mecánica predeterminada, de manera que cuando la presión en el interior del recipiente presurizado (1) es mayor que la presión mecánica predeterminada dicha válvula principal (8) está cerrada, y cuando la presión en el interior del recipiente presurizado (1) es menor que la presión mecánica predeterminada dicha válvula principal (8) está abierta, dejando que el gas del recipiente presurizado (1) salga a la atmósfera. No requiere de aporte de energía exterior, lo que le permite responder adecuadamente a su función incluso en escenarios de accidente con pérdida total de energía eléctrica.

Description

DESCRIPCIÓN

Sistema de despresurización pasivo de un reactor nuclear

La presente invención se refiere a un sistema de despresurización para recipientes presurizados, principalmente para los acumuladores de inyección de agua borada habitualmente instalados como sistemas de seguridad en un reactor nuclear.

Antecedentes de la invención

Un reactor nuclear genera calor incluso mucho después de haber sido detenida la reacción nuclear en su interior. Este calor residual debe ser retirado mediante sistemas especiales de refrigeración para mantener su integridad. En el caso de no poder extraer este calor, la temperatura aumenta lo suficiente como para generar atmósferas explosivas de hidrógeno y acabar con la fusión del núcleo, con la posible liberación de sustancias radiactivas al ambiente.

En caso de pérdida total del suministro eléctrico, la única vía de refrigeración del núcleo es mediante lo que se denomina "recirculación natural". Este es un proceso físico que crea flujos en el sistema de tuberías de refrigeración por el efecto de la diferencia de temperaturas entre el agua a la salida del reactor y el regreso del agua refrigerada desde los tubos del generador de vapor. El generador de vapor es el elemento donde se intercambia el calor del núcleo y se extrae al exterior en forma de vapor limpio. Este vapor puede disiparse en la atmósfera, sin que haya una comunicación directa entre el núcleo y el ambiente exterior.

Los sistemas diseñados para la mitigación de estos accidentes suelen incluir entre otros un sistema de inyección de agua borada al núcleo. Su misión es recuperar nivel de agua en el reactor para mantener su refrigeración y, adicionalmente, mantener la concentración de boro en el mismo para garantizar un suficiente margen de parada para mantener el reactor por debajo del nivel crítico.

Este sistema consta de uno o más acumuladores que contienen una determinada cantidad de agua borada, la cual esta presurizada con nitrógeno a una determinada presión. Estos acumuladores están conectados al reactor a través de una válvula de aislamiento (abierta por defecto) y una válvula anti-retorno.

En condiciones normales, la presión en el reactor es más elevada que la presión en el acumulador. En estas condiciones, la válvula anti-retorno permanece cerrada y no se realiza la inyección. Sin embargo, tras un accidente de despresurización, cuando la presión en el reactor cae por debajo de la presión dentro del acumulador, este nitrógeno a presión comienza a inyectar el agua borada al reactor, hasta el completo vaciado del agua borada. Una vez vaciado, el operador debe cerrar la válvula de aislamiento y detener la inyección.

Cuando el accidente concurre con eventos más graves como la pérdida total de la energía eléctrica, se pierde el control sobre los equipos de inyección. Ello implica que cuando la presión en el reactor sigue disminuyendo por debajo de un valor determinado, el nitrógeno a presión entra dentro del circuito de refrigeración del reactor.

Ese nitrógeno dentro del sistema de refrigeración no tiene efectos adversos sobre la química o la reactividad del reactor. Sin embargo, ese nitrógeno es un gas incondensable, que al final se desplaza a las partes más elevadas del circuito, principalmente la parte superior de los tubos del generador de vapor. Esta acumulación de gas incondensable provoca la interrupción del flujo de recirculación natural que es la única vía de extracción de calor hacia el exterior. Este nitrógeno complica enormemente la refrigeración posterior del núcleo y aumenta sustancialmente las probabilidades de fusión del mismo.

Para evitar que este nitrógeno alcance el reactor y los tubos de los generadores de vapor solo pueden acometerse dos estrategias:

La primera estrategia es cerrar la válvula que comunica el acumulador con el reactor cuando la inyección de agua termina. Esta estrategia tiene varios inconvenientes: Estas válvulas suelen estar normalmente abiertas y permanentemente desconectadas para evitar un cierre espurio. Es necesario energizarlas y darles la orden de cierre. Sin embargo, en escenarios en los que se carece de energía eléctrica, es imposible su cierre. Incluso aunque ello se pudiera lograr mediante sistemas portátiles, el aislamiento podría efectuarse o bien demasiado pronto, con lo que la inyección de agua borada no se realizaría completamente, o bien demasiado tarde, cuando el nitrógeno ya hubiera alcanzado el reactor.

La segunda estrategia es ventear el nitrógeno a la atmosfera mediante válvulas de alivio. Esta estrategia adolece de similares problemas que la anterior.

Por lo tanto, es evidente la necesidad de algún sistema automático que evite que se produzca esa entrada indeseada de nitrógeno hacia el reactor, sin requerir ninguna energía externa para su funcionamiento. Además, el sistema deberá reconocer automáticamente el momento adecuado para su actuación. Esto permite, por un lado, su operación desatendida, y, por otro lado, maximizar el efecto de la inyección de agua de refrigeración al reactor. Esto también debería garantizar que el nitrógeno no vaya al sistema del reactor.

El documento US5309488A da a conocer un acumulador de emergencia del refrigerante del reactor que tiene un despresurizador para despresurizar el acumulador en un momento apropiado, evitando así el flujo de gas del acumulador al sistema del reactor.

El documento US4064002A divulga un sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo para un reactor nuclear que preferiblemente es complementario al sistema principal de enfriamiento de emergencia del núcleo incorporado en el reactor en el momento de la construcción. Bajo circunstancias de ruptura en la tubería de refrigerante primario del reactor y la consecuente caída en la presión del refrigerante del reactor, el refrigerante suplementario de emergencia se suministra desde tanques o acumuladores a través de válvulas de retención en el área de la cámara de la cabeza de cierre.

El documento CH679880A5 describe una válvula de separación de sello de accionamiento para reactor nuclear que comprende aplicar la fuerza de una presión de aire neta a un émbolo de una válvula piloto de aire en una dirección para mover el émbolo desde una segunda posición para comunicar un puerto de cilindro de la válvula al puerto de entrada a una primera posición para comunicar el puerto del cilindro a un puerto de salida de la válvula.

Descripción de la invención

En primer lugar, en la presente descripción se hace referencia a un sistema de seguridad habitualmente utilizado en una central nuclear y que incluye la presente invención.

Con el reactor nuclear de acuerdo con la presente invención, según se define en la reivindicación 1, el problema y las desventajas mencionados anteriormente se resuelven, permitiendo otras ventajas que se describirán a continuación.

El reactor nuclear incluyendo un sistema de despresurización para recipientes presurizados de acuerdo con la presente invención comprende una válvula principal provista de un muelle de apertura y un actuador neumático, que se puede conectar en un lado a un contenedor a presión lleno de gas, y en el otro lado a la atmosfera. Este muelle de apertura define una presión mecánica predeterminada, por lo que cuando la presión dentro del contenedor presurizado es mayor que la presión mecánica predeterminada, la válvula principal permanece cerrada, y cuando la presión dentro del contenedor presurizado es más baja que la presión mecánica predeterminada del muelle, Esta válvula principal se abre y permanece abierta y permite la despresurización del contenedor a la atmósfera.

Preferiblemente, el reactor nuclear según la presente invención, también puede comprender una válvula de solenoide conectada entre el recipiente presurizado y la válvula principal, y también puede comprender al menos una válvula manual conectada entre el recipiente presurizado y la válvula principal.

Ventajosamente, el reactor nuclear según la presente invención también puede comprender una línea neumática que conecta la salida de esta válvula principal, con un motor neumático engranado con el actuador de una válvula de aislamiento conectada a la salida de este recipiente presurizado, con el fin de poder cerrar dicha válvula con el gas venteado, como una redundancia para evitar la intrusión del gas en el circuito.

De acuerdo con una realización alternativa, con ventajas operativas significativas sobre el sistema básico, esta válvula principal se define dentro de una carcasa que comprende:

• Una conexión al contenedor presurizado;

• Una cámara presurizada donde se acumula el gas del recipiente presurizado;

• Un elemento de cierre sujeto a la presión en la cámara de gas presurizada y que está asociado con este muelle de apertura; y

• Al menos una salida de gas que, cuando la presión dentro de la cámara presurizada excede la presión mecánica predeterminada, el elemento de cierre cierra la comunicación entre la cámara presurizada y la salida de gas, contra la acción del muelle de apertura. Y cuando la presión dentro de la cámara presurizada es más baja que la presión mecánica predeterminada del muelle, esa cámara de presión está en comunicación con la salida de gas, permitiendo que el contenedor de gas presurizado sea venteado a la atmósfera.

Preferentemente, la cámara de presión comprende un flotador, que cierra la conexión de comunicación con la salida de gas del recipiente a presión, en el caso de presencia de líquido en la cámara presurizada.

Además, el reactor nuclear según la presente invención también puede comprender un pistón asociado con un segundo muelle de cierre, que cierra la comunicación del recipiente presurizado conectado a la salida de gas, mediante inyección de aire a través de una primera entrada de aire. Y también puede comprender un pistón de apertura asociado con un tercer muelle, que abre la comunicación del contenedor presurizado con la salida de gas, inyectando aire a través de una segunda entrada de aire.

Además, el reactor nuclear de acuerdo con la presente invención, también comprende preferiblemente un disco roscado asociado con este elemento de cierre y su muelle de apertura, por lo que su posición con respecto al elemento de cierre define la presión mecánica predeterminada ejercida por este muelle de apertura.

Preferiblemente, el reactor nuclear de acuerdo con la invención también comprende una pluralidad de partes colocadas dentro de la carcasa, y algunos tornillos alojados en orificios roscados hechos entre estas partes. Estos tornillos pueden ajustar la posición relativa de estas partes entre sí, con distancias que son múltiplos de la rosca utilizada.

El reactor nuclear según la presente invención tiene al menos las siguientes ventajas:

• No requiere ninguna fuente de alimentación externa para su operación principal, lo que permite cumplir adecuadamente su papel en situaciones de accidente, incluso con la pérdida total de energía eléctrica; • Realiza su acción en el momento adecuado para la recuperación del sistema, y solamente cuando toda el agua borada es inyectada, y evita la entrada de gas en el circuito del reactor, realizando esta acción automáticamente sin asistencia humana;

• Durante el funcionamiento normal, y por medio de una presión de aire externa, se permite el posicionamiento remoto para abrir o cerrar la válvula principal, considerando que esta válvula podría instalarse en un área de difícil acceso;

• Cuando el aire comprimido no está disponible, la función de posicionamiento manual aún está disponible, con algún simple mecanismo adicional que pueda empujar los pistones de apertura o cierre;

• Su simplicidad y su robusto diseño, especialmente en la realización alternativa, da como resultado una alta confiabilidad de sus componentes, lo que es requerido para los sistemas de seguridad en una planta de energía nuclear;

• Este diseño simple también facilita el mantenimiento del dispositivo, ya que se puede desmontar fácilmente en sus componentes y se puede inspeccionar por completo en todas sus superficies. También se tiene en cuenta el fácil ajuste y la verificación de su funcionamiento;

• Es fácil de instalar en las instalaciones existentes, ya que solo se necesita conectar a la válvula de ventilación manual de salida, que generalmente se instala en estos acumuladores. Y el sistema de la presente invención presenta un bajo volumen y peso. Estas variables siempre deben tenerse en cuenta en los estudios sismológicos habituales realizados en el sector nuclear.

Breve descripción de los dibujos

Para mejor comprensión de cuanto se ha expuesto, se acompañan unos dibujos en los que, esquemáticamente y tan sólo a título de ejemplo no limitativo, se representan dos casos prácticos de realización.

La figura 1 es un esquema del sistema de un acumulador de inyección de seguridad habitualmente utilizado en una central nuclear; que incluye la presente invención, de acuerdo con una primera realización;

La figura 2 es un esquema del sistema de un acumulador de inyección de seguridad habitualmente utilizado en una central nuclear que incluye la presente invención, de acuerdo con una segunda realización; y

La figura 3 es una vista en sección de la carcasa principal de acuerdo con la segunda realización. En su interior se define la válvula principal

Descripción de la primera realización

Tal como se puede ver en la figura 1, el circuito donde se instala el sistema de despresurización de acuerdo con la presente invención comprende un recipiente a presión 1, también denominado acumulador, que es un recipiente que contiene agua borada presurizada con gas, por ejemplo, con nitrógeno. Este circuito también comprende una válvula de seguridad contra sobrepresiones 2 en el acumulador 1, una válvula de aislamiento 3 entre el acumulador 1 y el reactor (no presentado en esta figura), una válvula anti-retorno 4 que impide el paso de fluido refrigerante en sentido contrario desde el reactor al acumulador 1, y una válvula 5 de aporte/venteo de gas al acumulador 1.

Debe indicarse que estos antedichos elementos se han representado en las figuras y se describen en esta descripción para que se pueda entender mejor el funcionamiento del sistema de la presente invención en su contexto habitual. Pero estos elementos no forman parte de la presente invención.

El sistema de despresurización del reactor nuclear de acuerdo con la presente invención comprende una válvula principal 8, con un actuador o pistón y con un muelle de apertura de presión mecánica regulable (no representado en esta figura), de manera que, sin presión en su actuador, la válvula es automáticamente abierta.

El sistema de despresurización de la presente invención también comprende preferentemente una electroválvula de tres vías 7, de manera que cuando la electroválvula 7 es energizada, el fluido fluye entre los puntos a y c, y con la electroválvula 7 no energizada, el fluido fluye entre los conductos b y c. Puede añadirse una electroválvula adicional si se desea poder abrir o cerrar a demanda la válvula. En su configuración mínima, esta electroválvula puede ser sustituida directamente por un tubo entre sus puntos b y c.

El sistema de despresurización del reactor nuclear de la presente invención también comprende preferentemente dos válvulas manuales de aislamiento 6a y 6b para poder aislar el sistema de despresurización de la línea de aporte principal.

Como funcionalidad adicional, se puede instalar una línea neumática 9 que alimenta el gas exhaustado a un motor neumático M, engranado con el actuador de la válvula 3, que permite el cierre de emergencia de esta válvula.

Funcionamiento de la primera realización.

El funcionamiento del sistema se centra sobre la válvula 8 y, en particular, entre su actuador neumático y su muelle de apertura. Entre ambos se establece la condición de antagonismo siguiente: el muelle tiene una fuerza mecánica predeterminada Fa que está intentando abrir la válvula. En contra de esa acción, el actuador ejerce una fuerza de cierre Fc que depende entre otras variables de la presión a la que es alimentado. Mientras la presión se encuentre por encima de un valor determinado resultará que Fc > Fa, y la válvula permanecerá cerrada indefinidamente.

Durante las condiciones de accidente, y tras haber empezado la inyección desde el acumulador 1, la presión del gas en su interior irá disminuyendo gradualmente a medida que el agua borada vaya abandonando el mismo. La presión alcanzará un valor más bajo, en el momento en que ya se haya completado la inyección y no quede más agua borada en el acumulador 1.

Entonces, la presión debería de hacer que Fa > Fc y, por lo tanto, el muelle de apertura comenzará a abrir la válvula 8. Justo después del comienzo de la apertura, una retroalimentación positiva abrirá por completo la válvula principal 8, ya que cuanto más abre la válvula, más se despresuriza el actuador, y el muelle tiene más fuerza para abrir la válvula.

El efecto es la despresurización completa del acumulador 1, evitando que el gas pueda alcanzar los circuitos de refrigeración del reactor. Si se dispone de un motor neumático M en la válvula 3, el gas evacuado puede ser suficiente incluso para poder cerrar la válvula de aislamiento 3, que deja el sistema en una posición más segura. La electroválvula de tres vías 7 se incluye para poder recuperar la configuración inicial después de una despresurización total del acumulador. Bajo esas condiciones, la válvula principal 8 se mantiene abierta, imposibilitando el rellenado del acumulador 1 a través de la válvula 5.

Para cerrar la válvula principal 8, será necesario energizar la electroválvula 7 y abrir el gas desde el suministro, a través de los conductos a - c hacia el actuador. De esta forma, la válvula principal 8 se cierra nuevamente, y ahora el acumulador 1 puede presurizarse nuevamente a través de la válvula 5. Este efecto también puede conseguirse cerrando manualmente la válvula 6b.

Una vez la presión de trabajo se restablece en el acumulador, la desenergización de la electroválvula 7 vuelve a alinear los conductos b - c y el sistema queda nuevamente armado para un nuevo uso.

Descripción de la segunda realización

En las figuras 2 y 3 se ha representado una segunda realización del sistema de despresurización del reactor nuclear de acuerdo con la presente invención.

En esta realización, la válvula principal 8 está definida en el interior de una carcasa 80, tal como se puede apreciar en particular en la figura 3 y como se describirá a continuación.

Esta carcasa 80 se instala tras la válvula de aislamiento 6b de la misma manera que en la figura 1. En esta realización la electroválvula ya no es necesaria, y en su lugar puede haber un simple tubo entre el actuador de la válvula 5 y una primera entrada de aire 200 de la carcasa 80. Esta conexión implica que cuando se abra la válvula de entrada 5, la válvula principal 8 definida en la carcasa 80, se cierre simultáneamente, tal como se describirá a continuación. Un control independiente (diferente del de la válvula 5), puede también usarse mediante una electroválvula adicional.

La figura 3 muestra con detalle los elementos del interior de la carcasa 80.

Esta carcasa 80 comprende una conexión con el acumulador 100 que permite la entrada del gas a una cámara presurizada 20. Esta cámara presurizada 20 soporta la misma presión interna del acumulador 1.

En su parte superior y centrada sobre su eje se encuentra un cilindro de cierre 60 y un elemento de cierre 30, que cierran la cámara mediante una junta tórica entre los mismos. Después de la zona de cierre, el elemento de cierre 30 tiene unos pequeños agujeros que conducen a un tubo central.

El cilindro de cierre 60 también tiene como misión el guiado del elemento de cierre 30, y también sirve de superficie de cierre al pistón 70. Una función adicional puede ser también el servir de tope final que limite la carrera del elemento de cierre 30.

En esta realización, puede considerarse que el elemento de cierre 30, el muelle de apertura 10 y el disco de ajuste 90, realizan la misma función que la válvula principal 8 de la primera realización. Este disco de ajuste 90 es solidario a través de unión roscada con el elemento de cierre 30.

También hay una pieza 110 que es la base y el alojamiento del muelle de apertura 10. Este muelle de apertura empuja hacia abajo el disco de ajuste 90 y el elemento de cierre 30. Esta pieza 110 es mantenida por las piezas 120 y 130, que están sujetas por los tornillos 140. Su dimensionamiento y posicionamiento debe ser el adecuado para poder conseguir el punto de trabajo adecuado del muelle de apertura 10, así como la carrera permitida de apertura del elemento de cierre 30.

Como se ve en la figura 3, la carcasa 80 está formada un cuerpo superior 170 unido a un cuerpo central 210 mediante una rosca entre ambos. De esta manera, el cuerpo superior 170 constituye una protección de los elementos internos del sistema.

Dentro del elemento 170 hay un conjunto de pistón utilizado para la apertura incondicional del elemento de cierre 30. En el fondo del elemento 210 hay otro conjunto de pistón para el cierre incondicional del elemento de cierre 30. La carcasa 80 también comprende un cuerpo inferior 220 acoplado al cuerpo central 210. Este cuerpo inferior 220 define en su interior la cámara presurizada 20. La unión entre el cuerpo inferior 220 y el central 210 puede realizarse de maneras diversas, pero la realización preferida es mediante junta de estanqueidad y tornillos suficientes entre ambas, a modo de brida. Estos tornillos y la junta no se han representado en la figura 3.

En la zona inferior de la cámara presurizada 20, hay un dispositivo flotador 40 constituido por un hueco, o relleno de un material de baja densidad y alta resistencia. En la parte inferior de la cámara presurizada 20 está dispuesto un tapón roscado de purga 50, con su junta correspondiente, que puede servir para despresurizar la propia cámara 20 y como punto de suministro de la presión de prueba durante la calibración del sistema.

Funcionamiento de la segunda realización

El funcionamiento del sistema de despresurización de acuerdo con esta segunda realización se explica a continuación. Mientras en la cámara presurizada 20 hay presión suficiente, esta presión ejercerá una fuerza Fc hacia arriba sobre el elemento de cierre 30 que contrarrestará y superará la fuerza Fa ejercida por el peso del elemento de cierre 30 y el disco de ajuste 90, más la fuerza ejercida por el muelle de apertura 10. Mientras Fc > Fa, la mayor presión en la cámara presurizada 20 mantiene cerrada la válvula de forma indefinida.

Durante las condiciones del accidente, a medida que el acumulador 1 vaya vaciándose de agua borada, el gas se expandirá y la presión disminuirá en el interior del acumulador 1. Cuando toda el agua borada haya salido del acumulador 1, quedará una presión residual. Esta presión no podrá ya contrarrestar la fuerza del muelle de apertura 10, permitiendo el desplazamiento hacia abajo del elemento de cierre 30. Consecuentemente el gas saldrá a través de sus agujeros y su hueco central, y finalmente a través de los orificios de salida 180, hasta la despresurización total del acumulador 1 a la presión atmosférica.

Una vez alcanzado este estado, el elemento de cierre 30 permanecerá en su posición inferior, quedando el sistema abierto. Este elemento de cierre 30 solo podrá volver a situarse en su anterior posición mediante la re-presurización de la cámara presurizada 20, y actuando el pistón 70 mediante la inyección de aire a presión a través de la primera entrada 200 o por otro empuje mecánico. Entonces el pistón 70 se desliza hacia la parte superior y empuja el elemento de cierre 30 hasta su posición superior cerrando la válvula.

El pistón de cierre 70 vuelve a su estado de reposo mediante un segundo muelle 800, y tras la despresurización de la primera entrada 200.

El pistón de apertura 150 puede abrir incondicionalmente la válvula y despresurizar el acumulador 1 cuando, por mantenimiento u otras razones operativas, sea requerido. Esto puede conseguirse cuando se inyecta aire a presión a través de una segunda entrada 190. Entonces el pistón 150 empuja hacia abajo la pieza 110, el muelle de apertura 10, el disco 90 y el elemento de cierre 30, abriendo el paso de la cámara presurizada 20 a las salidas de aire 180.

Una vez despresurizado, un tercer muelle 160 retorna el pistón 150 a su posición de reposo. El mismo efecto de apertura puede conseguirse mecánicamente cuando en vez de aire a presión, el pistón 150 es empujado mediante un simple tornillo roscado de suficiente longitud u otro elemento de empuje desde la misma entrada de aire 190. La posición relativa entre el elemento de cierre 30, y el disco de ajuste 90, que se obtiene girando el primero sobre el segundo, determina la presión mecánica en el muelle de apertura 10, y por tanto la presión de la cámara presurizada 20 a la que el sistema va a actuar.

Para facilitar el posicionamiento relativo entre las piezas 120 y 130 y también respecto al cuerpo central 210, varios tornillos 140 se disponen entre las partes roscadas 120, y 130, y el cuerpo central 210. Esta forma de sujeción permite posicionar con finura estos elementos entre sí mismos con distancias que son múltiplos del paso de rosca utilizado.

Finalmente, el flotador 40 tiene la misión de cerrar la válvula en el caso de fallo en la válvula antiretorno 4. Tras la actuación del sistema de despresurización, esta válvula abierta puede convertirse en un punto de fuga de refrigerante del reactor.

El funcionamiento del flotador 40 es autónomo y automático por la simple flotación del mismo sobre el refrigerante fugado. Una vez alcanzado el tope superior, la simple diferencia de presiones entre el interior y el exterior, mantiene cerrada la válvula, ya que la cavidad en su parte superior del flotador, es capaz de contener todo el elemento de cierre en su posición abierta.

A pesar de que se ha hecho referencia a una realización concreta de la invención, es evidente para un experto en la materia que el sistema de despresurización descrito es susceptible de numerosas variaciones y modificaciones, y que todos los detalles mencionados pueden ser sustituidos por otros técnicamente equivalentes, sin apartarse del ámbito de protección definido por las reivindicaciones adjuntas.

Claims (10)

REIVINDICACIONES

1. Reactor nuclear comprendiendo un contenedor presurizado (1), un sistema de despresurización para el contenedor presurizado (1), y una válvula principal (8) provista de un actuador neumático con un muelle de apertura (10) que está conectado por un lado a dicho contenedor presurizado (1) que aloja un gas en su interior, y por el otro lado a la atmósfera, este muelle de apertura (10) que define una presión mecánica predeterminada, caracterizado por esto,

Cuando la presión dentro del contenedor presurizado (1) es mayor que la presión mecánica predeterminada, la válvula principal (8) está configurada para permanecer cerrada, y cuando la presión dentro del contenedor presurizado (1) es menor que la presión mecánica predeterminada, la válvula principal (8) está configurada para abrir y permanecer abierta, permitiendo que el gas presurizado del contenedor (1) sea descargado a la atmósfera.

2. Reactor nuclear según la reivindicación 1, que también comprende al menos una válvula solenoide (7) conectada entre el recipiente a presión (1) y la válvula principal (8).

3. Reactor nuclear según la reivindicación 1, que también comprende al menos una válvula manual (6a, 6b) conectada entre el recipiente a presión (1) y la válvula principal (8).

4. Reactor nuclear según la reivindicación 1, que también comprende una línea neumática (9) que puede conectar la salida de la válvula principal (8) con un motor neumático (M) de una válvula de aislamiento (3) conectada a una salida del recipiente a presión (1).

5. Reactor nuclear según la reivindicación 1, en el que la válvula principal (8) está definida dentro de una carcasa (80) que comprende:

- una conexión (100) al contenedor presurizado (1);

- una cámara presurizada (20) donde se acumula el gas del recipiente presurizado (1);

- un elemento de cierre (30) que recibe la presión de gas de la cámara presurizada (20) y que está asociado con el muelle de apertura (10); y

- al menos una salida de gas (180), de modo que cuando la presión dentro de la cámara presurizada (20) es mayor que la presión mecánica predeterminada del muelle de apertura (10), el elemento de cierre (30) cierra la comunicación entre la cámara presurizada (20) y la salida de gas (180), contra la acción de este muelle de apertura (10), y cuando la presión dentro de la cámara presurizada (20) es menor que la presión mecánica predeterminada del muelle de apertura (10), el muelle desplaza el elemento de cierre (30) de su asiento, permitiendo que la cámara presurizada (20) se comunique con la salida o las salidas de gas (180), permitiendo que el gas del recipiente presurizado (1) sea descargado a la atmósfera.

6. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 5, en el que la cámara presurizada (20) comprende un flotador (40) que cierra la comunicación de la conexión del recipiente presurizado (1) con el gas de salida (180) cuando el fluido entra dentro de la cámara presurizada (20).

7. Reactor nuclear según la reivindicación 5, que también comprende un pistón de cierre (70) asociado con un segundo muelle (80) que cierra la conexión de comunicación del recipiente presurizado (1) con la salida de gas o las salidas (180) inyectando aire a través de una primera entrada de aire (200).

8. Reactor nuclear de acuerdo con la reivindicación 5, que también comprende un pistón de apertura (150) asociado con un tercer muelle (160) que abre la comunicación desde la conexión del contenedor presurizado (1) con la salida de gas o las salidas (180) inyectando aire a través de una segunda entrada de aire (190).

9. Reactor nuclear según la reivindicación 5, que también comprende un disco de ajuste (90) asociado con el elemento de cierre (30) y con el muelle de apertura (10), de tal manera que su posición relativa al elemento de cierre (30) define la presión mecánica por defecto para el muelle de apertura (10).

10. Reactor nuclear según la reivindicación 5, que también comprende una pluralidad de partes (110, 120, 130) colocadas dentro del alojamiento (80) y algunos tornillos (140) alojados en orificios roscados hechos en estas partes (110, 120, 130), estos tornillos (140) definen la posición relativa de las partes (110, 120, 130) entre ellos.