ES2335338A1 - Sistema de seguridad para centrales nucleares. - Google Patents
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Abstract
Sistema de seguridad para centrales nucleares, que comprende, una estructura protectora (2) de forma cilíndrica que dispone de una base superior cerrada y que cubre la totalidad de la superficie exterior de un reactor (1); un silo (3) contenedor de material radiactivamente aislante (4) en estado fluido, estando intercomunicado en interior del silo (3) con el interior de la estructura protectora (2) a través de una pluralidad de aberturas (6); sendas compuertas (7) de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante (4) a través de las aberturas (6) y medios de detección (8) de escapes radiactivos asociados a medios de motorización (9) del movimiento de las compuertas (7). Ante una detección de un escape radiactivo por parte de los medios de detección (8), los medios de motorización (9) mueven las compuertas (7), abriéndolas, vertiendo el volumen de material radiactivamente aislante (4) desde el silo (3) hacia el interior de la estructura protectora (2) hasta cubrirpor completo al reactor (1).
Description
Sistema de seguridad para centrales
nucleares.
La invención se engloba dentro del campo de las
centrales nucleares para la producción de energía eléctrica y más
concretamente se refiere a un sistema de seguridad para este tipo de
centrales en caso de un escape ocurrido en el reactor nuclear.
\vskip1.000000\baselineskip
En la actualidad, el uso de centrales nucleares
para la obtención de energía eléctrica está ampliamente extendido
por todo el mundo. Como bien es sabido este tipo de centrales
emplean materiales radiactivos para obtener la energía eléctrica,
utilizando para ello procedimientos electroquímicos de gran
complejidad y peligrosidad por la manipulación de estos materiales
radiactivos.
Con el fin de salvaguardar la seguridad en este
tipo de centrales se implementan sistemas de seguridad de gran
complejidad, siendo normalmente dichos sistemas redundantes, es
decir actuando sistemas de seguridad independientes entre si uno
tras otro en el caso de que uno de ellos falle.
Los citados sistemas, son técnicamente complejos
y requieren de equipamientos de precisión altamente costosos, al
igual que su mantenimiento y de personas de alta cualificación
técnica para su manejo.
Por todo ello, se ha detectado una necesidad de
proporcionar un sistema de seguridad para centrales nucleares que
sea de gran sencillez sin necesidad de disponer de medios y
equipamiento complejo.
Este objetivo se consigue por medio de la
invención tal y como está definida en la reivindicación 1, en las
reivindicaciones dependientes se definen realizaciones preferidas de
la invención.
\vskip1.000000\baselineskip
La presente invención se refiere a un sistema de
seguridad para centrales nucleares cuya central comprende un
reactor, siendo el volumen ocupado por el reactor V_{REAC}. El
sistema se caracteriza porque comprende una estructura protectora de
forma cilíndrica que tiene un volumen interior V_{E}, la cual
dispone de una base superior cerrada y cuya estructura cubre la
totalidad de la superficie exterior del reactor siendo de
dimensiones, tanto en altura como en diámetro, mayores que dicho
reactor de forma que V_{E} es mayor que V_{REAC}; un silo
contenedor de una cantidad de material radiactivamente aislante en
estado fluido de volumen V_{MRA}, siendo la base inferior del silo
común con la base superior de la estructura protectora, donde el
volumen interior del silo V_{S} es mayor que V_{MRA}, de forma
que el material radiactivamente aislante alcanza un nivel de altura
H_{M} sobre la altura total del silo H_{S}, estando
intercomunicado en interior del silo con el interior de la
estructura protectora a través de una pluralidad de aberturas
realizadas sobre la base superior, disponiéndose sendas compuertas
de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante a
través de las aberturas y medios de detección de escapes radiactivos
asociados a medios de motorización del movimiento de las compuertas.
Ante una detección de un escape radiactivo por parte de los medios
de detección, los medios de motorización mueven las compuertas,
abriéndolas, vertiendo el volumen V_{MRA} de material
radiactivamente aislante desde el silo hacia el interior de la
estructura protectora hasta cubrir por completo al reactor, llegando
el material a una altura H_{CUB} medida sobre la base inferior de
la estructura protectora mayor que la altura del reactor
H_{R}.
De esta manera, se procede a cubrir el reactor
del fluido aislante evitando cualquier escape radiactivo hacia el
exterior del la estructura protectora. Siendo el accionamiento del
sistema extremadamente sencillo y sobretodo rápido ya que el
cubrimiento del reactor se produce en cuestión de segundos al
haberse habilitado un gran número de aberturas cuyo caudal de paso
es bastante elevado.
En la zona superior del silo se podrán disponer
una pluralidad de primeros respiraderos, situados por encima de la
altura H_{M} del nivel ocupado por el material radiactivamente
aislante. La misión principal de estos primeros respiraderos, es la
de servir de puntos de toma de aire desde el exterior para que se
puede producir el vertido del material radiactivamente aislante
desde el silo al interior de la estructura protectora ya que de otro
modo no se podría producir dicho vertido por la presión existente en
el interior del silo.
Adicionalmente, en la zona superior de la
estructura protectora se podrá disponer una pluralidad de segundos
respiraderos, situados por encima de la altura H_{CUB} del nivel
ocupado por el material radiactivamente aislante cuando ha sido
vertido al interior de la estructura protectora. La misión de los
mismos es la de evacuar el aire existente en el interior de la
estructura soporte ya que de otra forma ocuparía un cierto volumen
que no podría ser ocupado por el fluido radiactivamente
aislante.
A continuación se pasa a describir de manera muy
breve una serie de dibujos que ayudan a comprender mejor la
invención y que se relacionan expresamente con unas realizaciones de
dicha invención que se presentan como ejemplos ilustrativos y no
limitativos de ésta.
La figura 1 representa una vista en sección
esquemática del sistema de seguridad objeto de la presente
invención, antes de que se haya producido la apertura de las
compuertas que forman parte de dicho sistema.
La figura 2 representa una vista en sección
esquemática, similar a la de la figura 1, del sistema objeto de la
presente invención, justo después de que se haya producido la
apertura de las compuertas que forman parte de dicho sistema.
La figura 3 representa una vista en perspectiva
de forma esquemática y seccionada por un plano longitudinal vertical
que pasa por el centro geométrico del reactor, del sistema de
seguridad objeto de la presente invención, el cual esta vacío de
material radiactivamente aislante.
El sistema de seguridad para centrales nucleares
objeto de la presente invención, consta de una estructura protectora
(2) que cubre por completo al reactor nuclear (1) que en el presente
modo de realización se ha representado de forma cilíndrica por lo
que la estructura protectora (2) tendrá una configuración cilíndrica
tubular, tal y cono se aprecia sobretodo en la figura 3. El reactor
nuclear ocupará un cierto volumen que denominaremos V_{REAC}. por
su parte la estructura protectora (2) está realizada normalmente de
un material inerte como por ejemplo de hormigón armado, siendo las
paredes de dicha estructura de un cierto espesor para evitar la
trasmisión de radiactividad hacia el exterior, el volumen interior
de la estructura protectora (2) lo designaremos por V_{E}, dándose
la condición de que las dimensiones, altura y diámetro, de dicha
estructura serán tales que V_{E} > V_{REAC}.
El sistema comprende además un silo (3) de
planta circular de diámetro igual al diámetro de la estructura
protectora (2) y del mismo material, el silo (3) se construirá
tomando como base inferior, la base superior (5) de la estructura
(2). El Citado silo (3) está destinado a contener una cierta
cantidad de un material radiactivamente aislante en estado fluido,
el cual ocupará un volumen que designaremos como V_{MRA}, teniendo
el silo (3) un volumen interno designado como V_{S}, de forma que
se cumple que V_{S} > V_{MRA}. es decir que queda una cierta
porción del volumen V_{S} del silo sin ocupar por al material
radiactivamente aislante (4) y por consiguiente el material
radiactivamente aislante (4) alcanza un nivel de altura H_{M}
sobre la altura total del silo (3) H_{S}.
El silo (3) estará intercomunicado con la
estructura protectora (2) a través de la base superior (5) de la
misma para lo cual se practican en dicha base y se sitúan de forma
equidistante entre sí y con respecto al contorno de la base, una
pluralidad de aberturas (6). Dichas aberturas (6) contarán cada una
con una compuerta (7) de apertura y cierre de las mismas, para poder
abrir y cerrar el paso del material (4) desde el silo (3) a la
estructura (2) por simple gravedad.
El sistema se completa con medios de detección
(8) de escapes radiactivos, los cuales una vez detectados el escape,
envían ordenes a medios de motorización (9) del movimiento de
apertura y cierre de las compuertas (/). En el momento de detectarse
el escape, los medios de motorización (9) de las compuertas (7)
procederán a la apertura de las mismas, momento en el cual la
totalidad del material radiactivamente aislante (4), debido a su
estado fluido pasa del silo (3) a la estructura (2), llenando el
espacio libre existente entre el reactor (1) y la pared periférica
de la estructura (2) hasta cubrir por completo al reactor (1),
estando calculado el volumen V_{MRA} de forma que pueda cubrir el
citado espacio y cubra por encima del la altura del reactor (1)
H_{R} una cierta altura suficiente para evitar el paso de la
radiactividad, siendo dicha altura H_{CUB} siempre superior a la
altura del volumen interior de la estructura (2).
Debido a las presiones producidas en el interior
del silo (3), en la zona superior del mismo se disponen una
pluralidad de primeros respiraderos (10) para que se pueda desalojar
del interior del mismo el volumen total del material radiactivamente
aislante (4), dichos respiraderos se sitúan a un altura por encima
de la altura H_{M} del nivel ocupado por el material
radiactivamente aislante (4). De esta forma, el aire será absorbido
desde el exterior al interior del silo (3), produciéndose el paso
del material (4) de forma rápida.
Adicionalmente, en la zona superior de la
estructura protectora (2) se dispone una pluralidad de segundos
respiraderos (11), situados por encima de la altura H_{CUB} del
nivel ocupado por el material radiactivamente aislante (4) cuando ha
sido vertido al interior de la estructura protectora (2). A través
de dichos respiraderos (11) pasará el aire que ocupaba el volumen
libre existente entre el reactor (1) y la pared periférica y base
superior (5) de la estructura protectora (2), pudiéndose proceder al
llenado de dicha estructura por el material radiactivamente aislante
(4). Lógicamente los citados segundos respiraderos (11) permanecerán
herméticamente cerrados, mediante compuertas estancas o medios
similares, durante el normal funcionamiento del reactor (1) para
evitar cualquier tipo de emisión radiactiva al ambiente.
Claims (3)
1. Sistema de seguridad para centrales
nucleares, cuya central comprende un reactor (1), siendo el volumen
ocupado por el reactor (1) V_{REAC}, caracterizado porque
comprende:
- -
- una estructura protectora (2) de forma cilíndrica que tiene un volumen interior V_{E}, la cual dispone de una base superior cerrada y que cubre la totalidad de la superficie exterior del reactor (1), de dimensiones, tanto en altura como en diámetro, mayores que dicho reactor de forma que V_{E} > V_{REAC}
- -
- un silo (3) contenedor de una cantidad de material radiactivamente aislante (4) en estado fluido de volumen V_{MRA}, siendo la base inferior del silo (3) común con la base superior (5) de la estructura protectora (2), donde el volumen interior del silo V_{S} > V_{MRA} de forma que el material radiactivamente aislante (4) alcanza un nivel de altura H_{M} sobre la altura total del silo (3) H_{S}, estando intercomunicado en interior del silo (3) con el interior de la estructura protectora (2) a través de una pluralidad de aberturas (6) realizadas sobre la base superior (5),
- -
- sendas compuertas (7) de apertura y cierre al paso del material radiactivamente aislante (4) a través de las aberturas (6)
- -
- medios de detección (8) de escapes radiactivos asociados a medios de motorización (9) del movimiento de las compuertas (7),
donde ante una detección de un escape radiactivo
por parte de los medios de detección (8), los medios de motorización
(9) mueven las compuertas (7), abriéndolas, vertiendo el volumen
V_{MRA} de material radiactivamente aislante (4) desde el silo (3)
hacia el interior de la estructura protectora (2) hasta cubrir por
completo al reactor (1), llegando el material (4) a una altura
H_{CUB} medida sobre la base inferior de la estructura protectora
(2) mayor que la altura del reactor H_{R}.
2. Sistema de seguridad según la reivindicación
1, caracterizado porque en la zona superior del silo (3) se
disponen una pluralidad de primeros respiraderos (10), situados por
encima de la altura H_{M} del nivel ocupado por el material
radiactivamente aislante (4).
3. Sistema de seguridad según las
reivindicaciones 1 y 2, caracterizado porque en la zona
superior de la estructura protectora (2) se dispone una pluralidad
de segundos respiraderos (11), situados por encima de la altura
H_{CUB} del nivel ocupado por el material radiactivamente aislante
(4) cuando ha sido vertido al interior de la estructura protectora
(2).
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ES200930252A ES2335338B1 (es) | 2009-06-02 | 2009-06-02 | Sistema de seguridad para centrales nucleares. |
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ES2335338B1 ES2335338B1 (es) | 2011-02-02 |
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ID=41800354
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ES200930252A Expired - Fee Related ES2335338B1 (es) | 2009-06-02 | 2009-06-02 | Sistema de seguridad para centrales nucleares. |
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ES (1) | ES2335338B1 (es) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1325503A (en) * | 1971-06-28 | 1973-08-01 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors and control means |
US4664871A (en) * | 1983-12-14 | 1987-05-12 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor |
EP0907187A1 (fr) * | 1997-05-06 | 1999-04-07 | Commissariat A L'energie Atomique | Réacteur nucléaire à eau, dont la cuve contient un dispositif de récupération du coeur après sa fusion accidentelle |
JP2002082194A (ja) * | 2000-09-05 | 2002-03-22 | Hosoya Fireworks Co Ltd | 建造物遮断装置 |
-
2009
- 2009-06-02 ES ES200930252A patent/ES2335338B1/es not_active Expired - Fee Related
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Base de Datos EPODOC en EPOQUE. European Patent Office (Munich, DE) DE 4235149 A1 (HORA HEINRICH) 01.07.1993 * |
Base de Datos WPI en DERWENT PUBLICATIONS LTD. (Londres, GB) & JP 2002082194 A (HOSOYA FIREWORKS) 22.03.2002, resumen, figuras 1-7. * |
Base de Datos WPI en DERWENT PUBLICATIONS LTD. (Londres, GB) JP 2002082194 A (HOSOYA FIREWORKS) 22.03.2002, resumen, figuras 1-7. * |
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