ES2641955T3 - Sistema de remoción de partículas - Google Patents

Abstract

Un método para remoción de depósitos de productos de corrosión y partículas de refrigerante primario recirculante en una planta nuclear que comprende: operar la planta nuclear para generar energía con un aparato de remoción de partículas que incluye un medio de filtración, el aparato de remoción de partículas se suministra en un núcleo (2) de la planta nuclear durante la generación de energía, y se instala en lugar de al menos un montaje de combustible estándar, caracterizado porque el medio de filtración se adapta para filtrar las partículas de producto de corrosión con los poros de filtración de un tamaño para remover las partículas en el rango de 0.1 a 8 micrómetros.

Description

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DESCRIPCION

Sistema de remocion de partfculas Antecedentes de la invencion

Esta invencion se relaciona con mejorar la seguridad, confiabilidad y desempeno de reactores nucleares. Mas espedficamente, la invencion se relaciona con un metodo y aparato para mejorar las condiciones en el sistema primario de los reactores de agua ligera al retirar impurezas que pueden de otra forma activarse en el nucleo del reactor y depositarse sobre las superficies dentro del circuito primario, conduciendo a la degradacion del componente y a indices de dosis crecientes. La invencion es aplicable a reactores de agua presurizada (PWR) y a reactores de agua en ebullicion (BWR).

Los reactores de energfa nuclear PWR utilizan agua subenfriada recirculante en el sistema refrigerante del reactor (RCS) para retirar la energfa producida por la fision en el nucleo. El agua recirculante fluye hacia arriba bajo presion a traves del nucleo y luego al “lado primario” de uno o mas generadores de flujo, en donde la energfa es transferida a traves de los tubos generadores de vapor al lado secundario de los generadores de vapor en donde el agua se hace bullir para producir vapor saturado y supercalentado. La mayona del vapor producido en el generador de vapor esta dirigida a un generador de turbina para producir electricidad. Algo del vapor se utiliza para recalentar el vapor en el ciclo secundario, impulsar las bombas impulsadas de la turbina de vapor o precalentar el agua de alimentacion que se alimenta a los generadores de vapor. En algunas plantas, el vapor se puede utilizar para otro proposito tal como la desalinizacion del agua de mar.

Los reactores de energfa nuclear BWR utilizan agua recirculante para retirar la energfa producida por la fision en el nucleo, pero a diferencia de los PWR, la ebullicion en el deposito ocurre dentro del nucleo del reactor. Para mantener favorable la transferencia de calor y el control del proceso de fision en los BWR, se utilizan uno o mas bucles de recirculacion para circular de manera forzada agua lfquida hacia arriba a traves del nucleo. Las condiciones favorables incluyen: (1) flujo de calor mejorado de conveccion y ebullicion a velocidades superiores producidas por la recirculacion, y (2) una fraccion mayor del agua lfquida que incrementa la moderacion de los neutrones. El vapor generado en el nucleo se separa de la mezcla de agua de vapor recirculante producida en el nucleo y se dirige a un generador de turbina para producir electricidad, los recalentadores de vapor de ciclo secundario, las bombas impulsadas de la turbina de vapor, o para los calentadores de agua de alimentacion para precalentar el agua de alimentacion reciclada. El agua de fase liquida que existe en el nucleo con el vapor se separa del vapor y es bombeada de regreso hacia el extremo inferior del nucleo con las bombas de recirculacion. Las bombas de recirculacion pueden ser bombas centnfugas impulsadas por un motor o una combinacion de bombas de chorro y bombas centnfugas.

Los reactores de energfa nuclear generan calor en sus nucleos por fision de materiales fisionables tal como el U-235 o el Pu-239. Los nucleos tambien pueden contener materiales fertiles tales como Th-233, que se puede convertir a especies fisionables mediante la irradiacion en el nucleo. La concentracion de material fisionable en el combustible PWR o BWR se enriquece tfpicamente sobre lo que se encuentra en la naturaleza. El enriquecimiento es tfpicamente del 2 al 20% pero puede ser mucho mayor. El balance del combustible es tfpicamente material no fisionable de ocurrencia natural (por ejemplo, U-238). En los reactores de agua ligera, los neutrones producidos por el proceso de fision son “moderados” por el agua. La moderacion baja la energfa de los neutrones y hace mas probable que se promuevan reacciones en cadena de fision deseables con el combustible.

La forma qrnmica del combustible en la mayona de los reactores es oxido de uranio solido o una mezcla de oxido de uranio y oxido de plutonio, pero se pueden utilizar otras formas que incluyen aleaciones de metal solido de uranio o de plutonio. En general, el combustible oxido se forma en granulos cilmdricos, que se apilan en varillas de combustible dentro de revestimientos, y se agrupan ademas en montajes de varillas de combustible. La mayona de los revestimientos se fabrican de alineaciones de circonio debido a la transparencia del circonio para los neutrones, conocida como seccion transversal baja de neutron, asf como tambien la buena resistencia a la corrosion de las aleaciones de circonio. Un PWR tfpico puede contener aproximadamente 200 montajes de combustible, cada uno de los cuales contiene aproximadamente 250 barras de combustible (o pasadores) que son de 3 a 5 metros de longitud. Un BWR tfpico puede contener 600 a 800 montajes de combustible, cada uno de los cuales tfpicamente contiene 60 a 100 varillas de combustible (o pasadores) que son de 3 a 4 metros de longitud. El combustible BWR tambien es tfpicamente alojado en “canales” removibles que son tubos cuadrados alargados. El proposito principal de los canales es evitar el flujo cruzado del agua y el vapor de montaje a montaje que ademas sirve para asegurar hidraulicas termicas favorables, transferencia de calor y control del proceso de fision. En los PWR, el flujo transversal del agua de montaje a montaje no se evita; por lo tanto, las varillas de combustible no se acanalan sino se distribuyen en un arreglo de paso triangular de agua. El documento US-A-2009/225924 describe un mecanismo para retirar partfculas solidas del medio de refrigeracion dentro de un reactor utilizando una serie de separadores para dirigir el flujo del medio de refrigeracion para hacer que las partfculas se depositen en areas de recoleccion dentro del mecanismo. El documento US-A- 2008/0296236 describe un mecanismo de filtracion que utiliza una combinacion de retrolavado mejorado ultrasonicamente y la configuracion del medio del filtro modificado para incrementar la capacidad de soporte de partfculas del filtro. El documento JP-A-H08-75883 divulga un sistema purificador de agua para un reactor nuclear en donde las varillas del montaje de combustible son remplazadas por varillas de filtro que contienen un adsorbente. El

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documento JP-A-S56-117194 describe un dispositivo de filtrado para ubicarse dentro del nucleo del reactor nuclear que incluye filtros formados de alambres de acero inoxidable o filtros de ceramica.

Breve descripcion de los dibujos

La Figura 1 es una ilustracion esquematica de una realizacion de un ciclo refrigerante primario PWR:

La Figura 2 es una vista de planta de una realizacion del nucleo de recipiente del reactor, que incluye montajes de combustible dentro de una envoltura circular

La Figura 3 es un esquema de una vista de planta de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula;

La Figura 4 es una vista en elevacion de una realizacion del aparato de remocion de partfculas con de una zona unica de filtracion;

La Figura 5 es una vista en elevacion de una realizacion del aparato de remocion de partfcula con multiples zonas de separacion dentro de la region de filtrado.

La Figura 6 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula con multiples zonas de separacion dentro de la region de filtrado;

La Figura 7 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula que ilustra la senda de flujo de derivacion a traves del aparato;

La Figura 8 es un esquema de vista de planta de una realizacion de la remocion de partfculas que incluye un numero de varillas de combustible ademas de la region de filtracion;

La Figura 9 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partfculas en el cual los elementos de filtracion comprenden solo una porcion de la longitud total del aparato; y

La Figura 10 es una grafica que ilustra la acumulacion teorica de partfculas en el nucleo (capa de suciedad) sobre un ciclo operativo tfpico de 12 a 18 meses versus la eficiencia de la remocion de partfculas de acuerdo con una realizacion de la invencion.

Descripcion detallada de la invencion

Tanto los nucleos PWR como BWR aproximadamente un tercio de los montajes de los combustibles se reemplazan cada corte para recarga de combustible despues de 12 a 24 meses del ciclo de operacion. El nuevo combustible cargado en los reactores PWR y BWR que generan energfa electrica pueden contener enriquecimiento en especies fisionables hasta del 5% aproximadamente. El combustible que ha estado en el nucleo para un ciclo contiene menos material fisionable, de otro lado aproximadamente la mitad o a un tercio del material fisionable original. El combustible que ha sido utilizado dos veces, pero esta recargado en el nucleo para un tercer ciclo puede contener aun menos material fisionable, tan poco como 0.1 a 1% de material fisionable despues de dos ciclos de uso. De hecho, el material fisionable inicial en algo del combustible mas viejo puede contribuir con menos del 0.02% de la salida de la planta (por montaje) comparado con un promedio del 0.5% (por montaje) para un nucleo con 200 montajes. En otras palabras, estos montajes altamente vaciados pueden contribuir con tan poco como un 1/25 de energfa del nuevo montaje de combustible con base en el enriquecimiento de material fisionable inicial. Esta baja contribucion es desfasada por la fision de los materiales fisionables producidos en el combustible durante los ciclos anteriores de operacion, tal como el Pu-239 y el Pu-241 que pueden formarse de U-238 en el combustible PWR.

Algo de combustible mas viejo, o las asf llamadas “montajes de barrera”, son colocadas en la periferia del nucleo de reactor primariamente como un escudo de neutrones para el recipiente del reactor e internas para mitigar la irradiacion inducida por el agrietamiento de corrosion por tension de las partes internas o la fragilizacion del recipiente del reactor debido a la alta afluencia de neutrones (ver por ejemplo NUREG 1.99 Revision 2). El combustible quemado dos veces a menudo se utiliza como un escudo debido a la masa significativa de materiales combustibles de alta densidad, y de esta manera la alta afinidad para absorber radiacion y neutrones. En algunas de las estrategias de diseno de nucleo PWR, del orden de 4 a 8 montajes se pueden utilizar como barreras en la periferia del nucleo. El refrigerante del reactor fluye a traves de cada uno de los montajes de combustible en un nucleo PWR tfpico, que incluye los montajes de barrera, que es de aproximadamente 0.5% de flujo total. Los cuatro montajes de barrera en un PWR recibinan un total de aproximadamente 2% del flujo RCS.

El peso del montaje de combustible PWR tfpico es de aproximadamente 1200 libras (0.75 toneladas metricas). El peso de un montaje PWR tfpico es de aproximadamente 550 libras (0.5 toneladas metricas). Durante la operacion normal, las fuerzas de arrastre sobre combustible debido al flujo de fluido son comparables con el peso del combustible de tal manera que no existen cargas de arrastre hacia arriba inaceptables sobre los soportes de nucleo superior.

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En un PWR, los RSC operan a aproximadamente 2000 a 3000 psi (140 a 200 bar) y 550 a 625°F (285 a 330°C) (condiciones de subenfriado). En los BWR tipicos, los RCS operan de 1000 a 1100 psi (68 a 75 bar) y 550°F (285°c) (condiciones saturadas). La cafda de presion a traves del nucleo en un PWR es tipicamente 25 a 75 psi (1.7 a 5 bar), que se combina con otras perdidas de presion en el recipiente del reactor, los generadores de vapor y la tubena RCS es contrarrestada con las bombas refrigerantes del reactor. La cafda de presion promedio a traves del nucleo de un BWR es del orden de 25 psi (1.70 bar). En ambos disenos de combustible PWR y BWR, una serie de “rejillas” de soporte de entramado abierto se utilizan para soportar las varillas de combustible para hacer el paquete de combustible, mantener la separacion entre las varillas y suprimir la vibracion debido al flujo de agua o la mezcla de vapor - agua a lo largo o a traves de las varillas. Estas rejillas se pueden fabricar de aleaciones de circonio u otros metales. La parte superior y el fondo de los montajes de combustible, “boquilla”, superior o inferior o placas de amarre soportan estructuralmente el combustible, y acoplan con las placas de soporte de nucleo inferior y superior en el recipiente del reactor. Las boquillas superior e inferior son tfpicamente fabricadas de acero inoxidable. Las placas de soporte de nucleo superior e inferior en el reactor que soportan y acoplan el combustible son parte del arreglo de internos del recipiente del reactor general.

Los montajes de combustible PWR y BWR tambien pueden contener otras caractensticas que incluyen pero no estan limitadas a: (1) varillas toxicas quemables (2) distancias o pasajes para la insercion axial de barras de control o elementos de control (3) pasajes para inserciones o instalacion de instrumentos que miden y monitorizan hidraulicos termicos o procesos de fision (por ejemplo flujo de neutrones), (4) inicio de fuentes de neutrones, o (6) pasajes de fluido que incrementan la fraccion de agua lfquida local y como tal incrementan la moderacion de neutrones. En algunas ubicaciones en todo el nucleo, incluyendo las posiciones de combustible en la periferia del nucleo donde se insertan los montajes de barrera, el combustible puede no requerir suministro para acomodar alguna instrumentacion, toxicos, o fuentes de neutrones, ya que estos son ubicaciones “no instrumentadas” en el nucleo.

Las especies de combustible utilizadas en los reactores de energfa nuclear son riesgosas para el publico y el ambiente si se liberan. Tambien son riesgosos los “productos” de fision producidos como resultado de las reacciones de fision nuclear o los procesos de decaimiento. Estos incluyen el Cs-137, Sr-90 y Kr-85. Tanto los productos de fision de cesio como de estroncio son no volatiles y como tal susceptibles de transportarse a traves del suelo o el agua subterranea.

El combustible nuclear tambien es altamente radiactivo y como tal se almacena bajo agua hasta el momento en que los productos de fision hayan decafdo en una proporcion que sea practicable de manejar o almacenar en el aire.

Ademas de los productos de fision solubles, otras especies solidas solubles e insolubles que circulan en el ciclo refrigerante o primario incluyen: (1) productos de corrosion activados y no activados, (2) impurezas metalicas (tanto solubles como de partfculas), (3) materiales extranos. Por convencion materiales “solubles” en el circuito primario de una planta nuclear son realmente solubles como porciones ionicas o no ionicas, o se definen como aquellas partfculas que pasan a traves de un filtro con un mdice definido, por ejemplo 0.45 pm. En realidad, las especies de partfculas pueden exhibir tamanos por debajo de 0.45 pm. A menudo con tamanos tan pequenos como 0.1 pm. Las partfculas mas pequenas son a menudo denominadas coloides, reconociendo que en la medida en que el tamano de la partfcula disminuye, las partfculas comienzan a manifestar algunas propiedades de especies disueltas. Las partfculas insolubles mas grandes pueden exhibir tamanos o diametro efectivos de hasta 8 pm o mas.

Los productos de corrosion tal como los oxidos de hierro y mquel se generan como superficies de componentes humedecidos por el refrigerante primario oxidado y los oxidos son liberados hacia el refrigerante. Las especies metalicas solubles tales como el mquel ionico, el cromo, cobalto y el hierro son liberadas desde las superficies lfmites de presion del refrigerante primario las cuales pueden ser de acero inoxidable o aleaciones de mquel, otros componentes tales como asientos de valvula que llevan cobalto. En el caso de los BWR donde el sistema refrigerante primario puede incluir intercambiadores de calor fabricados con aleaciones que llevan cobre, las especies solubles tambien pueden incluir cobre.

Los finos metalicos y las partfculas particuladas, que exhiben tamanos del orden de 0.1 pm o mayores de 8 pm, son liberadas de las superficies debido al desgaste o a la erosion. Los materiales extranos incluyen metales, polvos, desechos, y “objetos extranos” que son dejados en el sistema primario despues de la construccion y el montaje de la planta, o durante el reabastecimiento de combustible y los cortes de mantenimiento cuando el sistema primario es abierto al ambiente. Los objetos extranos pueden incluir recortes de metal, herramientas, aseguradores, partes sueltas y desechos.

La concentracion de los productos de corrosion en circulacion a traves del nucleo y de esta manera a traves de los montajes de combustible es tfpicamente del orden de 2 ppb. Para el inventario del refrigerante del reactor de 200000 a 750000 libras (100 a 350 toneladas), la masa de productos de corrosion circulante en cualquier momento es muy pequena, del orden de 1 gramo. A pesar de que tal inventario bajo en circulacion en cualquier momento, cada montaje de combustible en un nucleo PWR puede acumular varios cientos de gramo de deposito de capa de suciedad u otras partfculas de producto de corrosion en el curso de un ciclo operativo. Los analisis han mostrado que la capa de suciedad y los productos de corrosion que circulan a traves del nucleo probablemente pasan a traves del nucleo muchas veces antes de depositarse o platearse sobre las superficies de combustible. De manera similar, la deposicion de las superficies exnucleo ocurre lentamente durante el tiempo. A una tasa de flujo de PWR RCS tfpico de 70 a 150 millones de libras por hora (32,000 a 68,000 toneladas por hora), el flujo de productos de corrosion a traves de un montaje de

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combustible individual puede ser de varios gramos por dfa o mas, y varios kilogramos durante un ciclo operativo de 18 meses.. Como tal, aunque los montajes de combustible no son filtros eficientes para la capa de suciedad ellos eventualmente capturaran la capa de suciedad debido a los diferentes mecanismos de deposicion que incluyen aquellos promovidos por una pequena cantidad de ebullicion en el nucleo o especialmente en la medida en que el refrigerante primario es circulado muchos miles de veces a traves del nucleo.

Ademas de la capa de suciedad en el combustible, los depositos de capa de suciedad se forman sobre esencialmente todas las superficies lfmites de presion del ciclo primario (asf llamadas superficies exnucleo). La cantidad de capa de suciedad sobre las superficies exnucleo se estiman que son del orden de uno a diez kilogramos en un PWR, y mucho mayores en un BWR debido al uso de acero al carbon en los RCS de un BWR, que tiene mayor susceptibilidad a la corrosion que las aleaciones a base de austemtica y de mquel utilizadas en los PWR.

Un problema espedfico con los objetos extranos que circulan con el nucleo es potencial para el dano ffsico al combustible cuando aun pequenos desechos se alojan cerca del revestimiento. Los mecanismos de dano incluyen desgaste, frotamiento y pinzamiento. Numerosos metodos y aparatos se han disenado por los vendedores de combustible para capturar desechos antes de que estos puedan ingresar al combustible mismo. Ejemplos incluyen dispositivos integrales a los montajes de combustible como se describieron en numerosas patentes tales como las patentes US 4, 664, 880; 4, 684, 495; 5, 024, 807; 5, 219, 517; 5, 390, 221; 5, 473, 649; 5, 479, 461; 5, 490, 189; 5, 524, 031; 5, 867, 551; 6, 847, 695; 6, 901, 128; 7, 889, 829; y las Publicaciones de Patente US2004/0071255 US2004/0076253; US2005/0031067, US2006/00452317, 889, 929 y 6, 901, 128; US2008/00136678 y WO2010/076315. Los filtros de desecho, trampas o pantallas estan casi siempre ubicadas cerca o como parte de la boquilla inferior o placa de amarre en todos los montajes de combustible, y tienden a tener unas aberturas de flujo relativamente grandes comparadas con el tamano de los productos de corrosion y la capa de suciedad en todos los montajes de combustible, y tienden a tener aberturas de flujo relativamente grandes comparadas con el tamano de los productos de corrosion y la capa de suciedad o que ellas tendenan a restringir indeseablemente el flujo a traves del montaje de combustible que tiene consecuencias negativas en terminos del control de reactividad, la remocion de calor y la optimizacion del nucleo termico- hidraulico en escenarios normales y de accidente. Ademas, los filtros de desecho, trampas, y pantallas son espedficamente disenadas para evitar la captura de capa de suciedad en la medida en que esta podna taponar y estar hambriento del montaje de combustible de agua, que tendna un impacto de seguridad potencialmente serio como refrigerante de los montajes de combustible que es un requisito de diseno cntico para la planta. Asf, las aberturas de flujo en los filtros de desechos que estan integradas con el montaje de combustible mismo son tfpicamente mayores de 1 mm de diametro (o un diametro hidraulico equivalente)

Los productos de corrosion, los finos metalicos, y los objetos extranos pueden todos activarse o hacerse radioactivos debido a la adsorcion de neutrones a medida en que ellos pasan a traves o cerca del nucleo durante la operacion de la planta. Los productos de corrosion y los finos han sido a menudo denominados como “capas de suciedad” (Depositos no Identificados Chalk River, en referencia al sitio de la planta nuclear Chalk River en Ontario, Canada). En la medida en que estos materiales se activan y se espacian a traves del circuito primario, los campos de dosis de radiacion se incrementan, lo cual a su vez incrementa la exposicion a la radiacion o el potencial para la contaminacion de los trabajadores. La capa de suciedad se genera continuamente por la corrosion o la erosion del circuito primario. La activacion posterior de los depositos que descansa sobre superficies de combustible se puede liberar y redepositar sobre superficies exnucleo.

El combustible retirado despues de un periodo de operacion tfpicamente es recubierto con una capa de suciedad. El grosor de esta capa puede variar desde unos pocos micrometros a mas de 100 micrometros. En los PWR esto tiende a ser mas grueso cerca a la parte superior del montaje de combustible, donde en algunos BWR se tienden a ser mas grueso cerca a la parte inferior del combustible.

La capa de suciedad que se deposita en el combustible en los PWR puede conducir a un fenomeno conocido como anomalfa de desfase axial (AOA), tambien denominada como cambio de energfa inducido por la capa de suciedad (CIPS), en donde el boro que se utilizo para control de reactividad se acumula en los poros de la capa de suciedad y afecta la densidad de energfa local del nucleo. Las acumulaciones de capa de suciedad sueltas sobre las superficies del combustible tambien pueden complicar el movimiento del combustible para secar el almacenamiento y pueden complicar el transporte del combustible a sitios alejados de la planta nuclear debido al riesgo de la dispersion de la capa de suciedad altamente radioactiva al ambiente.

Los actuales metodos para tratar con el tema de la capa de suciedad incluyen: (1) incorporar sistemas de limpieza en la planta, (2) disenar combustible que sea tolerante a las generaciones de capa de suciedad, y (3) desarrollar programas de control de qrnmica de agua primaria que minimicen la generacion de capa de suciedad y maximice la liberacion y captura de capa de suciedad en los sistemas de plantas existentes durante los apagados de la planta, que es una practica qrnmica tfpica en los PWR. Tales evoluciones de los “estallidos de capa de suciedad” son costosas porque ellas retrasan el apagado de la planta para recarga de combustible.

Tfpicamente, un PWR incorpora un sistema en el lado primario de la planta denominado Sistema de Control de Volumen Qrnmico (CVCS) o “Sistema de Bajado”. Los propositos primarios de los CVCS en los PWRS son: (1) ajustar la concentracion de qrnmicos que absorben neutrones en el RCS, tfpicamente acido borico, (2) mantener el inventario de

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Ifquido de RCS, (3) acondicionar y limpiar el refrigerante del reactor requerido como agua de sello para los sellos RCP. (4) ajustar la qmmica RCS a traves de la adicion o remocion de especies tales como el litio, (5) controlar la actividad RCS durante las operaciones de energfa y purgar los gases nobles tales como isotopos radioactivos de xenon y cripton, (6) hacer inerte, rellenar presurizar y desgasificar los RCS, (7) controlar la concentracion de hidrogeno del RCS, y (8) suministrar unos medios para agregar especies que mitiguen la corrosion de los componentes RCS, tales como el zinc. El CVCS tambien incluye filtros en lmea (algunas veces como filtros separados, pero tambien algunas veces como lechos de intercambio de ion, que sirven tanto a la filtracion como a la funcion de desionizacion) para retirar en la medida en que sea viable la capa de suciedad (productos de corrosion) del RCS durante el arranque, operacion y apagado de la planta. Como se discute posteriormente, el CVCS opera continuamente, pero es solamente parcialmente efectivo como un sistema de filtracion.

El refrigerante del reactor tipicamente fluye a los CVCS de una lmea de bajada “pata fna” RCS sobre el lado de succion de la bomba del refrigerante del reactor (RCP). En el CVCS, el flujo de bajada se despresuriza, enfna, limpia, filtra desgasifisica, equilibra con gases deseados, se represuriza y se recalienta antes de que este regrese al RCS o se almacene.

La velocidad de flujo de bajada normal es del orden de 16000 a 32000 libras por hora (7 a 14 toneladas por hora) que corresponden a un flujo volumetrico de 40 a 80 galones por minutos (13 a 18 metros cubicos por hora) a una temperatura y presion RCS. Como se discutio anteriormente, el flujo RCS normal es del orden de 70 a 150 millones de libras por hora (32000 a 68000 toneladas por hora) sobre una base de flujo de masa. Asf, el flujo de bajada del CVCS es del orden de 0.01 a 0.02 % de flujo de RCS. Con un inventario lfquido de RCS de aproximadamente 600000 libras (300 toneladas) de refrigerante, una rotacion completa del RCS a traves del CVCS toma el orden de 30 horas (1.800 minutos). De otro lado, el tiempo de residencia para el refrigerante recirculante en el RCS es menor de 1 minuto. Por lo tanto, un volumen de los productos de corrosion que contienen refrigerante primario pasa a traves del nucleo muchas veces antes de que este pase a traves del CVCS.

El flujo de bajada exacto es especifico de la planta y puede depender de numerosos factores que incluyen el diseno RCS total, el numero de ciclos RCS, la estrategia de control de la qmmica y varias metas espedficas de la planta para el control de actividad qmmica y del RCS. Esta puede incluir preocupaciones con relacion al RCS y a la integridad del revestimiento de combustible, como algunos mecanismos de corrosion que afecten el RCS y dependientes de combustible de la qmmica enfrente del RCS tal como los lfmites de pH, la concentracion de litio e hidrogeno, la concentracion de zinc. El zinc es a menudo agregado al RCS para mitigar el cuarteamiento de corrosion por estres de ciertos componentes RCS susceptibles, a indices mas bajos de dosis de planta al reducir la incorporacion de especies de Co-58 y Co-60 en superficies exnucleo (es decir, superficies de componentes a los cuales los trabajadores puedan exponerse durante periodos de reabastecimiento de combustible o mantenimiento.

Existen varias sendas tfpicamente mediante las cuales el flujo de bajada puede ser regresado al RCS o almacenado. Estos incluyen reinyeccion directamente hacia el RCS o a traves de los sellos RCP. La mayona del flujo de bajada a los CVCS es tfpicamente regresada al RCS a traves de la pata fna de un ciclo diferente por via de una lmea de carga conectada al lado de descarga de un RCP.

En el sistema CDCS, el refrigerante del reactor pasa a traves de los filtros del refrigerante del reactor y los desmineralizadores. Estos filtros y desmineralizadores se disenan para (1) retirar tanto de la capa de suciedad insoluble como de las especies de producto ionico y de corrosion (por ejemplo oxidos y las espinelas de Cr, Fe, Ni, Co) como sea posible, (2) retirar el exceso de Li producido por la absorcion de los drones de B-10, (3) retirar los productos de fision radioactivos no volatiles tales como el cesio (por ejemplo, Cs-137) del RCS y (4) controlar la concentracion de boro para control de reactividad.

El sistema CVCS incorpora caractensticas y componentes que son disenados para permitir el control total del inventario lfquido RCS tambien.

Generalmente, los filtros CVCS se disenan para recolectar los finos y las partmulas de 5 micrometros o mayores. Los medios de filtros mas finos tambien se pueden utilizar para recolectar finos y partmulas tan pequenas como de 0.1 micrometro. Sin embargo, esto puede complicar la operacion del sistema CVCS y requerir cambios de filtro mas frecuentes. De acuerdo con la invencion, el aparato de remocion de partmulas se puede adaptar para retirar partroulas en el rango de aproximadamente 0.5 a 8 micrometros. Como se apreciara, tal aparato tendera a retirar partroulas del tamano calificado o mayores. Adicionalmente, los dispositivos calificados por la remocion de partroulas mas grandes tenderan a capturar alguna fraccion de partroulas mas pequenas tambien. Asf, por ejemplo, el dispositivo calificado para 50 micrometros tambien capturara algunas partroulas de 10 micrometros. Adicionalmente, como las partroulas se acumulan, la acumulacion tendera a actuar para reducir el tamano de las partroulas que pueden pasar a traves de esta.

Adicionalmente, las plantas que agregan zinc a RCS algunas veces experimentan partroulas mayores en el RCS y realmente tienden a utilizar medios de filtros mas gruesos para evitar el numero excesivo de reemplazos de filtros. Incrementar el flujo a traves de los CVCS para mejorar la filtracion por encima de 0.01 a 0.02 % del flujo de RCS que podna lograrse en principio, pero esto disminuye la eficiencia de la planta. El flujo hacia abajo es refrigerado en intercambiadores de calor no regenerativos, y solamente recalentar parcialmente mediante el intercambiador de calor

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regenerativo; asf, algo de la energfa en el refrigerante que pasa a traves del CVCS se pierde al ambiente opuesto a estar disponible para generar electricidad. Adicionalmente, incrementar el flujo a traves del CVCS puede requerir mayores bombas para represurizar el flujo de bajada antes de que este regrese al RCS, y puede complicar otras funciones del sistema CVCS total tal como el control de reactividad, el control qmmico y el control de volumen RCS.

Evidencia de la incapacidad del CVCS para servir como un sistema de filtro efectivo esta difundida. Entre la evidencia esta la siguiente. (1) el combustible PWR y BWR se contaminan con la capa de suciedad en un ciclo operativo, (2) las dosis de radiacion exnucleo causadas primariamente por la capa de suciedad circulante y se depositan sobre las superficie exnucleo en lugar de ser recolectadas en los CVCS, (3) estimar que los inventarios de capa de suciedad RCS son mucho menos que la cantidad de material recolectado de los filtros RCS, y (4) la parada de la planta puede intencionalmente o no intencionalmente conducir a estallidos de “capas de suciedad” en el RCS

En los BWR, la limpieza del refrigerante primario es primariamente con el Sistema de Limpieza de Agua del Reactor (RWCU). El RWCU recibe aproximadamente 300 o 400 galones por minuto (66 a 90 metros cubicos por hora) o 1 % del flujo RCS proveniente del refrigerante primario recirculante por via de los flujos de bajada desde la parte inferior del recipiente del reactor o el sistema de recirculacion. El sistema RWCU enfna el flujo de bajada y utiliza filtros y desmineralizadores para reducir el inventario de la capa de suciedad en el RCS. A pesar de los indices de flujo mayores comparados con los sistemas PWR CVCS la cantidad de capa de suciedad depositada residual en un BWR RCS es tfpicamente ordenes de magnitud superiores que aquella en un PWR. La mayona de estos depositos de capa de suciedad en el nucleo debido a un mucho mayor trabajo de ebullicion de un bWr (aunque una cantidad pequena de ebullicion tambien ocurre tfpicamente en los nucleos PWR cerca al extremo superior del combustible).

Para evitar la liberacion del combustible y los productos de fision desde dentro de las varillas de combustible, los disenadores de los reactores de energfa nuclear ponen particular atencion al diseno, fabricacion y calidad del revestimiento de la barra de la varilla nuclear para hacerla tan fuerte como sea posible. A pesar de estos esfuerzos, existen temas de integridad del revestimiento, la severidad de los temas de integridad del combustible esta bien documentada en “The Path to Zero Defects: EPRI Fuel Reliability Guidelines” (2008). Como se discutio en esta referencia, la confiabilidad del combustible es cntica para la seguridad y la operacion economica de las plantas de energfa nuclear y el coste del combustible falla debido a aun menores violaciones en el revestimiento de un numero limitado de varillas de combustible que pueden constar tanto como 40 a 80 millones de dolares.

Adicionalmente, los propietarios y operadores de las plantas nucleares gastan gran esfuerzo para “disenar el nucleo” con el fin de colocar una vez, dos veces y tres veces combustible quemado en un patron que optimiza la produccion de energfa, pero minimiza el potencial para la deposicion de capa de suciedad y de esta manera la corrosion del revestimiento o la deposicion de la capa de suciedad.

Los disenadores y operadores de las plantas de energfa nuclear se esfuerzan para mantener la qrnmica del refrigerante primario y minimizar las impurezas a traves de los programas de control de qrnmica primaria. Los objetivos del control de agua primaria incluyen. (1) mantener la qrnmica y el pH, (2) controlar la concentracion de la capa de suciedad, (3) control de la reactividad bajo condiciones normales y accidentales. Durante la parada, la qrnmica del refrigerante RCS se puede ajustar para promover la liberacion de especies solubles e insolubles del nucleo (es decir superficies de combustible) o superficies ex nucleo (es decir RCS). Esto se hace tfpicamente al producir secuencialmente la reduccion qrnmica seguido por condiciones de oxidacion qrnmicas en la medida en que el RCS se refrigera. Durante tales explosiones de capa de suciedad, se ha estimado que desde aproximadamente 100 a varios cientos de gramos de capas de suciedad se desalojan de la superficie exnucleo y se recolectan en los CVCS durante un periodo de aproximadamente 24 horas en la medida en que la planta se refrigera. Esto comparado con las decenas de miles de gramos (o decenas de kilogramos) de capa de suciedad que son resistentes en el RCS antes de la detencion de la planta. A este respecto, el aparato de remocion de partfculas de acuerdo con las realizaciones se puede adaptar para retirar 100 o cientos de gramos, o se puede adaptar para retirar mil o diez mil gramos, o rangos dentro de aquellos puntos extremos.

Los propietarios y operadores de las plantas nucleares se enfrentan con dos tareas cnticas que se relacion con la presencia de productos de corrosion, impurezas, fision y fragmentos de combustible, y materiales extranos en el sistema refrigerante primario. El primero es minimizar el potencial de las fallas de combustible; el segundo es manejar los campos de radiacion. La remocion de estas especies tambien es deseable en la medida en que puedan reducir la radiacion emitida del sistema refrigerante primario durante los periodos de mantenimiento de planta.

El significado economico de maximizar la confiabilidad del combustible, reducir las dosis de radiacion, y optimizar la seguridad y la operacion economica de las plantas es alto. Espedficamente, el coste de extender el corte de recarga de combustible por solo un dfa para acomodar un “estallido de capa de suciedad” puede exceder $ un millon. Un corte forzado debido a combustible fallido puede exceder $ 10 millones. El coste de reducir energfa por la capa de suciedad inducida por AOAS puede exceder de 10 millones de dolares.

La economfa del significado de reducir la dosis de radiacion al trabajador tambien es significativa. Por ejemplo, una reduccion en una dosis de un trabajador en un corte por un hombre- rem se le asigna un “valor” de $ 10.000 a $ 30.000.

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Si una dosis de corte tipica es 100 hombres- rem, en la exposicion a radiacion del trabajador es equivalente de $ 250000 a $ 750000.

Un aspecto de una realizacion de la invencion es reducir el inventario de la capa de suciedad circulante en el RCS de una planta nuclear y de esta manera la deposicion de la capa de suciedad sobre el combustible y las superficies exnucleo.

Otro aspecto de una realizacion de la invencion es recolectar la capa de suciedad de tal manera que esta pueda ser retirada del RCS durante los cortes de recarga de combustible.

Otro aspecto de una realizacion de la invencion es lograr los inventarios reducidos de capas de suciedad circulante con impacto moderado en la salida electrica de la planta mientras que se evita o se reduce la fragilizacion del recipiente de presion del reactor u otros riesgos potenciales para integridad de la planta.

Las realizaciones de la presente invencion se relacionan con metodos y aparatos para capturar partmulas y capa de suciedad proveniente del fluido RCS en una planta de energfa nuclear. Uno o mas aparatos de remocion de partmulas se ubican en el nucleo de una planta PWR o BWR que produce energfa electrica. La planta es operada con el aparato en el lugar. El aparato de remocion de partmulas puede remplazar uno o mas montajes de combustible, o se puede modificar el montaje de combustible con una filtracion integral u otros medios de captura de partmulas (por ejemplo, un hidrociclon o combinacion de filtracion e hidrociclones). A este respecto, el aparato se dimensiona sustancialmente de manera similar al montaje de combustible e incluye conectores que son similares a aquellos en un montaje de combustible tfpico para permitirle ser colocado en una posicion de montaje de combustible sin la modificacion al nucleo. Como se apreciara, sustancialmente de manera similar en este contexto se significa que las dimensiones y conectores son suficientemente identicos a aquellos del montaje de combustible de tal manera que el aparato se puede ubicar apropiadamente.

El aparato de remocion de partmulas se puede colocar en cualquier sitio del nucleo. En una realizacion, el aparato de remocion de partmulas se coloca en la periferia del nucleo. En una realizacion adicional, el aparato se puede colocar en una ubicacion normalmente reservada para un montaje de combustible de barrera. Al colocar el aparato en una ubicacion normalmente utilizada para un montaje de barrera de quemado de dos veces o tres veces, puede haber una reduccion en perdida posible de la generacion de energfa durante el sitio de operacion, ya que el combustible normalmente cargado en estas ubicaciones contribuina menos a la salida de la planta que el montaje combustible promedio. En otra realizacion, uno o mas pares de aparatos de remocion de partmulas son colocados en ubicaciones simetricas en el nucleo para promover la simetna neutronica total y la hidraulica termica del nucleo. En otra realizacion, el “diseno de nucleo” total y el resto de los montajes de combustible se disenan para compensar cualquier reduccion en la generacion de energfa local en el o los sitios del aparato, por ejemplo, por pequenos incrementos en el enriquecimiento de los otros montajes de combustibles.

La hidraulica termica total del nucleo y las cargas sobre las estructuras de soporte del nucleo se mantienen cuando se emplea el aparato ya que este se disena de tal manera que el fluido refrigerante del reactor fluye a traves del aparato es similar a aquel de un montaje de combustible normal. El aparato tambien se disena de tal manera que la cafda de presion del refrigerante en la medida en que este pasa a traves del aparato es similar a aquella de un montaje de combustible normal. Mas espedficamente el flujo a traves del aparato es similar a aquel de un montaje de combustible normal o aproximadamente 0.5 % del flujo de nucleo, y el area en seccion transversal el arrastre de forma y las perdidas de friccion en el aparato son similares a aquellas en un montaje de combustible. Aunque realizaciones espedficas de la invencion pueden involucrar utilizar mas de un aparato, el uso de solo un aparato es posible, en la medida en que el flujo a traves del aparato es de aproximadamente 25 a 50 veces mayor que el flujo a traves del CVCS en un PWR. Ademas, el uso de aparatos multiples mejorana adicionalmente la proporcion del flujo filtrado (es decir el mdice de flujo a traves de dos aparatos de filtro sena de 50 a 100 veces mayor que a traves de los CVCS en un PWR y asf sucesivamente). De esta manera, el potencial del aparato que sirve como medio de filtracion durante un periodo de tiempo dado se mejora grandemente sobre el CVCS en eficiencias de filtracion equivalentes.

La Figura 1 ilustra un ciclo de refrigerante primario PWR tfpico que muestra un recipiente 1 del reactor y un nucleo 2, presurizador 3, generador 4 de vapor, bomba 5 refrigerante de reactor, CVCS 6, y bomba 7 de carga.

La ecuacion 1 describe un modelo simple de eficiencia de filtracion de la invencion:

=5 r (AT-AU?.,

(N-N^.+N'tl'+^rN

' r

Donde A = a acumulacion de capa de suciedad de nucleo sobre los montajes de combustible (kg/ciclo)

S = mdice de generacion de capa de suciedad (kg/s)

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T = longitud del ciclo (s/ciclo)

N = numero de ubicaciones para los montajes de combustible en el nucleo (el total de aquello es ocupado por los montajes de combustible y aquellos ocupados por los aparatos de filtro)

Nc = numero de Aparatos de filtracion en el nucleo

na = eficiencia de remocion de la capa de suciedad del montaje de combustible nc = eficiencia de remocion de la capa de suciedad del aparato de filtracion F1 = la velocidad de flujo del refrigerante a la bajada del CVCS o RWCU (kg/s)

Ft = la velocidad de flujo del refrigerante a traves del nucleo (kg/s)

La Figura 10 muestra un ejemplo del potencial para la captura de producto de capa de suciedad/corrosion aun con la presuncion de que la remocion mediante el sistema de bajada es 100 % eficiente. Aun con una eficiencia de conservacion del 80 %, la capacidad para reducir los inventarios de capa de suciedad del nucleo por un factor de tres o mas se predice. Con cuatro aparatos, la reduccion puede ser de aproximadamente el 90 % o de 3 kg sin los aparatos a aproximadamente 0.3 kg con los aparatos.

Un ejemplo ilustrativo, no parte de la invencion reivindicada, el aparato incluyo medios de filtro que pueden ser mas

finos que aquellos utilizados en un CVCS tfpico (del orden de 5 micrometros). Por ejemplo, un medio de filtro de metal

poroso con un mdice del orden de aproximadamente 100 pies2 de 0.1 a 0.5 micrometros permitira un flujo equivalente a aquel que fluye a traves de un montaje de combustible normal y dara como resultado una cafda de presion del orden de 10 a 20 psi, con una cafda de presion posterior que ocurra despues de la retencion de varios kilogramos de material de partmula (un inventario que es similar a aquel que existe en el sistema PWR RCS). Este rango de cafda de presion es similar o inferior a aquel visto a traves de cada montaje de combustible en el nucleo, y se incorporan las caractensticas en el aparato de filtracion para hacer coincidir la cafda de presion aun mas cercanamente con aquella del montaje de combustible normal. Mas espedficamente, las restricciones de flujo adicional tal como orificios se pueden incorporar en el aparato para adaptar la cafda de presion para que sea aun mas cercana a aquella de un montaje de combustible normal. Como se apreciara por aquellos expertos en la tecnica, tambien se pueden incorporar medios de filtro con aberturas mayores en un aparato de remocion de partmulas de la presente invencion, por ejemplo, para retirar partmulas de hasta 10 micrometres de diametro en aglomeraciones de partreulas de 100 micrometres de diametro efectivo. Estas aglomeraciones pueden estar comprendidas de partmulas de capa de suciedad exfoliadas, por ejemplo

En una realizacion, el aparato de recoleccion de partreula incluye un componente de restriccion de flujo pasivo que reduce el flujo a traves del aparato de recoleccion de partreula en respuesta a cambios en la temperatura del agua, el mdice de flujo, la presion, la densidad, la viscosidad, u otra condicion local que vana como funcion del estado de la planta. Tales componentes de restriccion de flujo incluyen, pero no estan limitados a, valvulas de disco bimetalico, valvulas de alivio con carga de resorte, valvulas de cheque, valvulas de pie, sellos de laberinto y orificios. Tales componentes de restriccion de flujo generalmente tienden a mejorar la retencion de los tiempos de las partreulas capturados cuando no se requiere la remocion de partreula, tal como durante el apagado de la planta y las evoluciones de la oxidacion forzada (estallido de capa de suciedad).

Otras caractensticas pueden opcionalmente ser incorporadas en varias realizaciones de la invencion que incluyen filtros de desecho o valvulas de aislamiento para evitar el escape de material extrano del aparato. Como se discutio anteriormente, los filtros de desechos que estan rtpicamente integrados en el diseno de los montajes de combustible nuclear deben tener un diametro de abertura mmimo para asegurar el adecuado flujo de enfriamiento al montaje de combustible. En contraste, los filtros de desechos incorporados en un aparato de remocion de partreula del tipo divulgado aqrn pueden estar comprendidos en un rango amplio de tamanos de abertura porque el aparato de remocion de partreula se separa del montaje de combustible. Por ejemplo, los filtros de desecho incorporados como parte de la invencion actual pueden tener aberturas que son hasta de 0.1 mm de diametro efectivo, que lo que se esperana atrapar en los finos metalicos pequenos y otros objetos extranos pequenos que pasanan a traves de las aberturas de requisito en los filtros de desecho del montaje de combustible estandar. Los filtros de desechos incorporados como parte de la invencion actual tambien pueden tener aberturas que sean de 1 mm o mayores con el fin de capturar las partreulas mayores y los desechos.

En una realizacion, los materiales resistentes a la corrosion y tolerantes a la radiacion se pueden utilizar para la construccion del aparato que incluye cualquier medio de filtracion en el aparato. Un ejemplo es un medio de filtro de metal poroso. El medio de filtro metalico bajo en cobalto se puede utilizar para reducir la contribucion potencial de las especies radiactivas al RCS desde el filtro mismo.

En una realizacion, la masa de metal pasivo se incluye como parte del aparato para no solo replicar el peso del montaje de combustible (que se debe al componente de captura de partreula del aparato tal como el medio de filtro que probablemente es menos pesado que las barras de combustible), sino tambien suministrar capacidad de escudo mucho

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mas como un montaje de combustible de barrera. Esta masa de metal esta en la forma de placas o una pluralidad de barras solidas.

En una realizacion, los disenos de boquilla superior e inferior se replican de tal manera que el manejo y el almacenamiento del aparato con el equipo de planta existente tal como las maquinas de recarga de combustible y la estantena de estanque de combustible gastado.

En una realizacion, la senda de flujo de derivacion se incluye para asegurar que el agua de refrigeracion aun fluya a traves del aparato aun en el caso de que el filtro se tapone con la capa de suciedad.

En una realizacion, los componentes que capturan partfculas del aparato se incorporan en una porcion de un montaje de combustible que contiene una pluralidad de varillas de combustible normales, pero un numero reducido comparado con el montaje tfpico. En esta realizacion, el aparato de montaje/filtracion de combustible tubrido sirve tanto como un filtro como una fuente de energfa nuclear.

En una realizacion, el aparato de remocion de partfculas se puede retirar del reactor nuclear y la capacidad de remocion de partfculas se puede regenerar. Esta remocion puede ocurrir, por ejemplo, durante el corte de mantenimiento normal y se puede lograr la regeneracion, por ejemplo, al retro lavar el aparato de remocion de partfculas o al utilizar tecnicas de limpieza ultrasonica.

En una realizacion, el aparato de remocion de partfculas se puede manejar, almacenar y desechar de la misma manera que el montaje de combustible nuclear cuando su capacidad de remocion de partfculas se agota. Por ejemplo, el aparato de remocion de partfcula agotado se puede transferir y almacenar en el estante de combustible gastado.

La Figura 1 ilustra una realizacion de un ciclo de refrigerante primario PWR tfpico que muestra un recipiente 1 del reactor y el nucleo 2, el presurizador 3, el generador 4 de vapor, la bomba 5 de refrigerante del reactor, el CVCS 6, y la bomba 7 de carga.

La Figura 2 es una vista de planta de una realizacion del nucleo del recipiente del reactor, comprendido de una parrilla de montajes de combustible dentro de una envoltura circular. Uno o mas montajes de combustible cerca a los bordes exteriores de nucleo 8, denominados como montajes de barrera, se pueden instalar en las ubicaciones indicadas para suministrar blindaje al recipiente 9 del reactor de radiacion de los montajes de energfa superior mas cercano al centro del nucleo. En otra realizacion, los pares de aparato de remocion de partfcula se instalan en sitio simetrico del nucleo tal como 9a o 9b. uno, dos o mas de los pares de los aparatos se pueden utilizar.

La ubicacion exacta de cada uno de los aparatos individuales que constituyen un par puede depender del diseno del nucleo exacto que tendna en cuenta los neutronicos locales, los neutronicos de nucleos totales, la ubicacion de los instrumentos del nucleo y las varillas de control, asf como tambien la simetna ffsica de las ubicaciones. Como se apreciara por aquellos expertos en la tecnica, multiples aparatos de remocion de partfculas se pueden utilizar en configuraciones simetricas o no simetricas. El numero exacto de aparatos a ser utilizados y las ubicaciones en la instalacion senan dependientes del diseno exacto del nucleo.

Una realizacion mas particular se muestra en las Figuras 3 a 9, que incluye un aparato de remocion de partfcula con un perfil exterior similar a aquel del montaje de combustible.

La Figura 3 es un esquema de una vista de planta de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula, que incluye una carcasa 10, una zona 11 de remocion de partfcula, y un hueco 12 de derivacion.

La Figura 4 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula con una zona simple de remocion de partfcula. Una boquilla 13 superior se conecta a la boquilla 14 inferior mediante una carcasa 10. Una valvula 15 de pie se ubica a la entrada de la remocion 11 de partfcula

La Figura 5 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partroula con multiples zonas individuales de remocion 16 de partroula dentro de la zona 11 de remocion de partroula total.

La Figura 6 es una vista en elevacion de una realizacion del aparato de remocion de partroula unas zonas multiples de remocion de partroula dentro de la region 11 de remocion de partroula de diferentes tipos que incluyen una etapa 17 de separacion ciclonica y una etapa 18 de separacion de filtracion convencional.

La Figura 7 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partroula la senda 19 de flujo de derivacion a traves del modulo

La Figura 8 es una vista de planta de una realizacion de un aparato de remocion de partroula tubrido que incluye una zona 11 de remocion de partroula dentro de un arreglo de las varillas 22 de combustible nuclear.

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La Figura 9 es una vista en elevacion de una realizacion de un aparato de remocion de partfcula con una o mas caractensticas 16 de remocion de partfcula que se extiende sobre una longitud parcial del aparato integral a la boquilla 13 superior o a la boquilla 14 inferior

El flujo ingresa al montaje a traves de la boquilla 14 inferior, y se divide en un flujo de remocion de partfcula y un flujo 19 de derivacion. El flujo de remocion de partfcula se dirige a traves de la valvula 15 de pie opcional, a traves de una region 11 de remocion de partfcula, y luego sale del montaje a traves de la boquilla 13 superior.

La valvula 15 de pie se disena de tal manera que esta se abre completamente durante la operacion de energfa (flujo de nucleo alto, alta temperatura), pero se cierra durante las evoluciones de estallido de capa de suciedad apagadas (flujo de nucleo bajo, temperatura reducida), de tal manera que se minimiza la disolucion de la capa de suciedad capturada durante las evoluciones del estallido de la capa de suciedad. Ademas, la valvula de pie evita que la capa de suciedad capturada caiga fuera del montaje durante el manejo o almacenamiento.

El flujo 19 de derivacion se dirige desde la region de la boquilla inferior a traves de un orificio 12 derivando la valvula 15 de pie y la region 11 de filtrado, y se une al flujo de remocion de partfcula a traves del montaje y hacia afuera a traves de la boquilla 13 superior.

Las porciones del montaje integrales o adyacentes a la carcasa 10 entre las boquillas 13 y 14 inferiores y superiores estan comprendidas de miembros gruesos que funcionan como la estructura del montaje, suministran blindaje de neutrones para un recipiente similar a un montaje de barrera, y contribuyen a la masa de tal manera que la masa del montaje es similar a aquella del montaje de combustible.

La region 11 de remocion de partfcula puede estar comprendida de una o mas zonas de filtracion, que incorporan uno o mas diferentes procesos de filtracion o separacion. En una realizacion, la region 11 de filtrado esta comprendida de uno o mas elementos de filtro hechos de fibra de metal sinterizada, polvo de metal sinterizado, alambre perfilado, malla de alambre, u otros medios tolerantes a la radiacion.

Otra realizacion se muestra en la Figura 6, en la cual la region 11 de remocion de partfcula incluye tanto separadores 17 ciclonicos como elementos 18 de filtro. En esta realizacion, el flujo a traves de los separadores del ciclon se divide en una concentracion de partfcula alta “infra flujo” 21 y una concentracion de partfcula baja “sobre flujo” 20. El infra flujo 21 se dirige a traves de los elementos 18 de filtro y luego sale del montaje a traves de la boquilla 13 superior. Algo o todo del sobre flujo 20 deriva los elementos de filtro y se descarga fuera de la boquilla 13 superior.

La invencion se disena para ser manejada y dispuesta de la misma manera que el combustible nuclear gastado. La geometna de la boquilla superior 13 e inferior 14 se disena para semejar aquella de un montaje de combustible con propositos de manejo, y para hacer interfaz con los componentes de recipiente del reactor apropiados.

En la realizacion ilustrada en la Figura 7, la senda 19 de flujo de derivacion se disena para controlar la cafda de presion a traves del montaje, suministrar flujo refrigerante en el evento del taponamiento de los medios de filtro completos, y suministrar una senda de flujo para drenar el agua proveniente del montaje para desecho.

La invencion tambien se puede adoptar para uso en reactores de agua pesada presurizada (PHWR) o los disenos PWR de Europa del este tales como las plantas VVER.

En una realizacion, el aparato de remocion de partfcula se maneja, almacena y se desecha de una manera similar al montaje de combustible. A este respecto, despues del uso, el aparato de remocion de partfculas se puede colocar en un estante de combustible gastado despues de que se ha agotado su capacidad de remocion de partfcula

En realizaciones, la capacidad de remocion de partfculas se regenera. La regeneracion se puede efectuar, por ejemplo, al retro lavar el aparato de remocion de partfcula o mediante pieza ultrasonica, aunque estan disponibles otras aproximaciones. Puede ser util para efectuar regeneracion durante un corte de mantenimiento normal, de tal manera que la funcion de regeneracion no reduce la disponibilidad de la planta.

En realizaciones, el aparato de remocion de partfculas puede incorporar una pluralidad de zonas de remocion de partfculas dentro de una region de remocion de partfculas. La pluralidad de las zonas se puede arreglar en series o en paralelo.

En una realizacion, un dispositivo que limita el flujo pasivo se utiliza para restringir el flujo que pasa las partfculas recolectadas durante las condiciones de operacion espedficas de la planta para mejorar la retencion de las partfculas capturadas.

Como se apreciara de lo anterior, los disenadores del nucleo pueden optimizar el enriquecimiento y la carga de otros montajes de combustible con el fin de compensar la perdida de produccion de energfa que resulta de la remocion de uno o mas montajes de combustible del nucleo y remplazarlos con los aparatos de remocion de partfcula descritos. Como se discutio anteriormente, colocar el aparato en el sitio del montaje de barrera tendena a resultar en una

penalizacion reducida con respecto a la produccion de energfa, en la medida en que aquellos montajes estan esencialmente desocupados. La ubicacion de los pares de aparatos en ubicaciones simetricas en el nucleo puede simplificar el diseno de nucleo y resultan en hidraulicas y neutronicas termicas simetricas.

5 Aquellos expertos en la tecnica apreciaran que las realizaciones divulgadas descritas aqrn son por via de ejemplo solamente, y que numerosas variaciones existiran. Donde se pueda entender de otra manera por aquellos expertos en la tecnica, los terminos “sustancialmente” o “aproximadamente” se debe entender que comprende diferencias de aproximadamente 10%. La invencion esta limitada solamente por las reivindicaciones, que comprenden las realizaciones descritas aqrn, asf como tambien las variantes evidentes para aquellos expertos en la tecnica. Ademas, se 10 debe apreciar que las caractensticas estructurales y las etapas del metodo mostrado o descrito en cualquiera de las realizaciones presentes se puede utilizar en otras realizaciones tambien.

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   REIVINDICACIONES

   1. Un metodo para remocion de depositos de productos de corrosion y partfculas de refrigerante primario recirculante en una planta nuclear que comprende:

   operar la planta nuclear para generar energfa con un aparato de remocion de partfculas que incluye un medio de filtracion, el aparato de remocion de partfculas se suministra en un nucleo (2) de la planta nuclear durante la generacion de energfa, y se instala en lugar de al menos un montaje de combustible estandar,

   caracterizado porque

   el medio de filtracion se adapta para filtrar las partfculas de producto de corrosion con los poros de filtracion de un tamano para remover las partfculas en el rango de 0.1 a 8 micrometros.
2. 2. El metodo de la reivindicacion 1 en donde el aparato de remocion de partfculas se remueve del nucleo (2) despues de un ciclo de operacion
3. 3. El metodo de la reivindicacion 1 en donde el aparato de remocion de partfculas se remueve del nucleo (2) despues de mas de un ciclo de operacion.
4. 4. El metodo de una cualquiera de las reivindicaciones 1-3 en donde el aparato de remocion de partfculas se instala en la periferia del nucleo (2) del reactor.
5. 5. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-3 en donde el aparato de remocion de partfculas se instala en el centro del nucleo (2)
6. 6. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-5 en donde los pares de los aparatos de remocion de partfculas se instalan en ubicaciones simetricas dentro del nucleo (2) del reactor.
7. 7. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-6 en donde el diseno del nucleo se ajusta para compensar la produccion de energfa perdida del combustible que hubiera sido instalada en la ubicacion utilizada para el aparato de remocion de partfcula
8. 8. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-7 en donde la planta nuclear es una PWR, BWR, CANDU o VVER.
9. 9. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-8 en donde el aparato de remocion de partfcula comprende un filtro (18) o un separador (17) de ciclon.
10. 10. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-9 en donde el medio de filtracion esta comprendido de metal poroso, fibra de metal sinterizado, polvo de metal sinterizado, alambre perfilado, malla de alambre, o combinaciones de las mismas.
11. 11. El metodo de cualquiera de las reivindicaciones 1-10 en donde la capacidad de remocion de partfcula del aparato de remocion de partfcula se regenera.
12. 12. Un aparato configurado y dispuesto para instalacion en el lugar de al menos un montaje de combustible estandar en el nucleo de un reactor nuclear durante la operacion de generacion de energfa del reactor nuclear y ademas configurado y dispuesto para remocion de partfculas de producto de corrosion del circuito primario de una planta de energfa nuclear que comprende:

    Una boquilla (14) corriente arriba, configurada y dispuesta para recibir flujo refrigerante que contiene contaminantes en partfculas del circuito primario de la planta de energfa nuclear;

    Un aparato de remocion de partfcula en comunicacion fluida con la boquilla (14) corriente arriba y configurada para remover al menos una porcion de los contaminantes en partfcula como los flujos de refrigerante a traves del aparato de remocion de partfcula;

    y

    Una boquilla (13) corriente abajo, en comunicacion fluida con el aparato de remocion de partfcula y configurada y dispuesta para recibir un flujo refrigerante del mismo,

    Caracterizada porque

    el aparato de remocion de partfcula comprende un medio de filtracion con poros de filtracion de un tamano para remover las partfculas del producto de corrosion en el rango de 0.1 a 8 micrometres.

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13. 13. El aparato de la reivindicacion 12 dimensionado sustancialmente equivalente a las dimensiones de un montaje de combustible para uso en el reactor nuclear y que comprenden estructuras de interfaz sustancialmente equivalente a las estructuras de interfaz para el montaje de combustible.
14. 14. El aparato de la reivindicacion 12 o 13 en donde la boquilla (14) corriente arriba acopla con una placa de soporte del nucleo inferior del reactor.
15. 15. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12 -14 en donde la boquilla (13) corriente abajo acopla con la placa de soporte del nucleo superior del reactor.
16. 16. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-15 en donde el aparato de remocion de partfcula comprende una region (11) de remocion de partfcula que se extiende sobre solamente una longitud parcial del aparato.
17. 17. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-16 en donde la region (11) de remocion de partfcula del aparato ocupa una porcion de la seccion transversal del aparato con un resto de la seccion transversal siendo ocupado por las varillas de combustible nuclear.
18. 18. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-17, en donde el aparato de remocion de partfcula comprende una pluralidad de zonas de remocion de partfcula, y cada una de las zonas de remocion de partfcula esta disenada para remover partfculas de un rango de tamano diferente.
19. 19. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-18 configurados para recolectar hasta 10000 gramos de partfcula.
20. 20. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-19 en donde el aparato de remocion de partfcula comprende ademas un separador (17) de ciclon
21. 21. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-20 en donde al menos una porcion del medio de filtracion esta comprendida de metal poroso, fibra de metal sinterizado, polvo de metal sinterizado, alambre perfilado, malla de alambre, o combinaciones de los mismos.
22. 22. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-21, que incluye ademas una senda de flujo que deriva el aparato de remocion de partfculas
23. 23. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-22 en el cual las sendas de flujo dentro del montaje son de un tamano de tal manera que la fuerza ejercida sobre las estructuras de soporte del nucleo mediante el arrastre resultante del flujo de fluido a traves del aparato cuando el aparato de remocion de partfcula esta al menos parcialmente taponado esta dentro de las tolerancias de diseno para la carga de soporte de nucleo.
24. 24. El aparato de cualquiera de las reivindicaciones 12-23 que comprende ademas una o mas estructuras seleccionadas del grupo que consiste de: un filtro de desechos, valvula de cheque, valvula (15) de pie, o combinaciones de las mismas, que son construidas y dispuestas para reducir el flujo a traves del aparato con el fin de retener las partfculas capturadas.
25. 25. El metodo de la reivindicacion 1, en donde el aparato de remocion de partfculas incluye una senda (12) de derivacion, configurada para permitirle al flujo de fluido derivar el medio de filtro, y en donde el metodo ademas comprende abrir el flujo a traves de la senda de derivacion para reducir la disolucion de la capa de suciedad capturada durante el evento de estallido de la capa de suciedad.