ES2708772T3 - Gestión de la energía eléctrica para un sistema de reactor nuclear - Google Patents

Abstract

Un sistema de distribución eléctrica (500) para una central nuclear, que comprende: al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b); una primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) de la planta de energía nuclear, comprendiendo cada una de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna una carga eléctrica crítica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) que está configurada para fallar a una posición de seguridad basada en una pérdida de energía eléctrica de la fuente de energía de corriente alterna primaria (510b); un primer bus de energía de corriente alterna (545b) que está acoplado eléctricamente a la al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b) y la primera pluralidad de cargas de corriente alterna, en donde el primer bus de energía de corriente alterna (545b) está acoplado selectivamente a un bus de corriente continua (525b) a través de un inversor/interruptor estático (ISS, 530b), estando el bus de corriente continua (525b) acoplado eléctricamente a la fuente de energía alterna primaria (510b) a través de un cargador/convertidor (515b), y además está acoplado eléctricamente a un primer sistema de batería crítica que comprende una o más fuentes de batería no calificadas; una segunda pluralidad de cargas de corriente alterna de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150), comprendiendo cada una de la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna una carga eléctrica no crítica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150); y un segundo bus de energía de corriente alterna (605b) que está acoplado eléctricamente a la al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b), la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna y un sistema de batería no crítica que comprende una o más fuentes de batería calificadas.

Description

DESCRIPCION

Gestion de la energla electrica para un sistema de reactor nuclear

Antecedentes tecnicos

Esta divulgacion describe un sistema de energla electrica para un sistema de reactor nuclear.

Antecedentes

Los sistemas de energla electrica para sistemas de reactores nucleares pueden ser disenados y operar bajo varias limitaciones. Por ejemplo, puede haber requisitos reglamentarios asociados con los sistemas de energla relacionados con la seguridad, como los sistemas de corriente continua (CC). Ademas, puede haber restricciones en el tipo y la construccion de las fuentes de energla, como las baterlas utilizadas como fuentes de energla. Por ejemplo, solo ciertos tipos de baterlas pueden ser "calificadas" (por ejemplo, cumplir con los requisitos reglamentarios, como aquellos que definen un esquema "IE" segun IEEE Std 308-2001, seccion 3.7, aprobado por RG 1.32, que define una clasificacion de seguridad de los equipos y sistemas electricos que son esenciales para el apagado de emergencia del reactor, el aislamiento de la contencion, el enfriamiento del nucleo del reactor y la eliminacion del calor del reactor y de la contencion, o que son esenciales de otra forma para prevenir la liberation significativa de material radioactivo en el medio ambiente) para proporcionar energla a subsistemas particulares. Ademas, el diseno y la construccion de disenos particulares de reactores nucleares tambien pueden restringir el diseno y el funcionamiento del sistema de energla electrica. Por ejemplo, los disenos de reactores modulares (por ejemplo, reactores nucleares de capacidad multiple, mas pequena) tambien pueden restringir el sistema de energla electrica. Se pueden encontrar ejemplos de sistemas de energla para estaciones de generation de energla nuclear en el Proyecto de Norma IEEE para Criterios Estandares para Sistemas de Energla de Clase IE para estaciones de Generacion de Energla Nuclear, P308/D8.

Ademas, la viabilidad comercial de una central nuclear puede verse afectada debido a un importante capital y costes de operation y mantenimiento asociados con las fuentes de energla electrica y la infraestructura que soporta las fuentes. Por lo tanto, existe la necesidad de un sistema electrico mejorado para una planta de energla nuclear.

Sumario

La invention se presenta en el conjunto de reivindicaciones adjuntas.

En una implementation general, un sistema de distribution electrica para una planta de energla nuclear incluye al menos una fuente de energla de corriente alterna primaria (CA); una primera pluralidad de cargas de CA de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear de la planta de energla nuclear, cada una de la primera pluralidad de cargas de CA que incluye una carga electrica crltica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear que esta configurada para fallar a una position de seguridad basada en una perdida de energla electrica de la fuente de energla primaria (CA); un primer bus de energla de CA que esta acoplado electricamente a la al menos una fuente de energla de CA primaria, la primera pluralidad de cargas de CA, y un primer sistema de baterla crltica que incluye una o mas fuentes de baterla no calificadas; una segunda pluralidad de cargas de CA de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear, cada una de la segunda pluralidad de cargas de CA que incluye una carga electrica no crltica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear; y un segundo bus de energla de CA que esta acoplado electricamente a la al menos una fuente de energla de CA primaria, la segunda pluralidad de cargas de CA, y un sistema de baterla no crltico que incluye una o mas fuentes de baterla calificadas.

En un primer aspecto combinable con la aplicacion general, la primera pluralidad de cargas de CA incluyen cargas electricas de caracterlstica de seguridad de ingenierla (ESF).

En un segundo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, la una o mas fuentes de baterlas no calificadas del primer sistema de baterla crltico incluyen baterlas de acido de plomo reguladas por valvula (VRLA).

En un tercer aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, la segunda pluralidad de cargas de CA incluyen la monitorizacion activa posterior a un accidente (PAM) de cargas electricas y de cargas electricas comunes.

En un cuarto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, la una o mas fuentes de baterla calificadas incluye baterlas de acido de plomo (VLA) ventiladas.

En un quinto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, el sistema de baterla no crltico incluye un primer tren de baterla acoplado electricamente a un primer canal del segundo bus de energla de CA; y un segundo tren de baterlas acoplado electricamente a un segundo canal del segundo bus de energla de CA, cada uno de los trenes de baterlas primero y segundo incluye una o mas fuentes de baterlas calificadas que incluyen baterlas VLA. Un sexto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas un tercer tren de baterla acoplado electricamente a ambos de los primero y segundo canales del segundo bus de energla de CA, el tercer tren de baterla que incluye una o mas fuentes de baterla calificadas que incluyen baterlas VLA.

En un septimo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, el primer sistema de baterla critico esta dimensionado para suministrar energla de CA a la primera pluralidad de cargas de CA durante aproximadamente 24 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de CA primaria.

En un octavo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, los sistemas de baterlas no crlticos estan dimensionados para suministrar energla de CA a la segunda pluralidad de cargas de CA durante aproximadamente 72 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de CA primaria.

Un noveno aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye, ademas, un tercer bus de energla de CA que esta acoplado electricamente a la fuente de energla de CA primaria, la primera pluralidad de cargas de CA, y un segundo sistema critico de bateria que incluye una o mas fuentes de bateria no calificadas.

En un decimo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, cada uno de los sistemas de energia nuclear incluye un reactor nuclear modular refrigerado pasivamente.

En otra implementacion general, un metodo para proporcionar energia a una planta de energia nuclear incluye proporcionar al menos una fuente de energia de corriente alterna primaria (CA); proporcionando una primera pluralidad de cargas de CA de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear de la planta de energia nuclear, cada una de la primera pluralidad de cargas de CA incluye una carga electrica critica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear que esta configurado para fallar a una posicion de seguridad en una perdida de energia electrica de la fuente de energia primaria (CA); acoplar electricamente un primer bus de energia de CA a la fuente de energla de CA primaria, la primera pluralidad de cargas de CA y un primer sistema de bateria critica que incluye una o mas fuentes de bateria no calificadas; proporcionar una segunda pluralidad de cargas de CA de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear, cada una de la segunda pluralidad de cargas de CA que incluye una carga electrica no critica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear; y acoplar electricamente un segundo bus de energla de CA a la segunda pluralidad de cargas de CA y un sistema de bateria no critico que incluye una o mas fuentes de bateria calificadas.

En un primer aspecto combinable con la aplicacion general, la primera pluralidad de cargas de CA incluyen ingenierla caracterlstica de seguridad (ESF) cargas electricas.

En un segundo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, la una o mas fuentes de baterlas no calificados del primer sistema de bateria critico incluyen baterlas de acido de plomo regulada por valvula (VRLA).

En un tercer aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, la segunda pluralidad de cargas de CA incluyen monitorizacion activa posterior a un accidente (PAM) de las cargas electricas y cargas electricas comunes.

En un cuarto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, el uno o mas fuentes de bateria calificadas incluye baterlas de acido de plomo (VLA) ventilados.

Un quinto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas acoplar electricamente un primer tren de la bateria del sistema de bateria no critico a un primer canal del segundo bus de energla de CA; y acoplar electricamente un segundo tren de baterlas del sistema de baterlas no crlticas a un segundo canal del segundo bus de energla de CA, cada uno de los trenes de baterlas primero y segundo incluye una o mas fuentes de baterlas calificadas que incluyen baterlas VLA.

Un sexto aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas acoplar electricamente un tercer tren de la bateria del sistema de bateria no critica a ambos de los primero y segundo canales del segundo bus de energla de CA, el tercer tren de bateria que incluye una o mas fuentes de bateria calificadas que incluyen baterlas VLA.

Un septimo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas dimensionar el primer sistema critico de bateria para suministrar energla de CA a la primera pluralidad de cargas de CA durante aproximadamente 24 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de CA primaria.

Un octavo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas dimensionar los sistemas de baterlas no crlticos para suministrar energla de CA a la segunda pluralidad de cargas de CA durante aproximadamente 72 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de CA primaria.

Un noveno aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas acoplar electricamente un tercer bus de energia de CA a la fuente de energia de CA primaria, la primera pluralidad de cargas de CA, y un segundo sistema critico de bateria que incluye una o mas fuentes de bateria no calificadas.

Un decimo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas la deteccion de una perdida de energla de CA primaria de la al menos una fuente de energla de CA primaria; ajustar al menos una porcion de la primera pluralidad de cargas de CA a sus respectivas posiciones de seguridad; suministrar energla de CA a la porcion de la primera pluralidad de cargas de CA de una o mas fuentes de bateria no calificadas a traves del primer bus de energla de CA; y suministrar energla de CA a la segunda pluralidad de cargas de CA de una o mas fuentes de baterla calificadas a traves del segundo bus de energla de CA.

Un undecimo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores incluye ademas la detection de una restauracion de la energla de CA primaria a partir de la al menos una fuente de energla de CA primaria; suministrar energla de CA a la portion de la primera pluralidad de cargas de CA desde la al menos una fuente de energla de CA primaria a traves del primer bus de energla de CA; y suministrar energla de CA a la segunda pluralidad de cargas de CA desde la al menos una fuente de energla de CA primaria a traves del segundo bus de energla de CA.

En otra implementation general, un sistema de energla electrica para una instalacion de energla nuclear incluye un bus de energla de corriente alterna activo (CA) configurado para ser acoplado electricamente a una pluralidad de cargas de caracterlstica de seguridad disenadas (ESF) de una pluralidad de sistemas de energla nuclear, cada una de las cargas ESF configuradas para fallar a una position segura ante la perdida de la energla de CA primaria; un sistema de baterla crltica acoplado electricamente al bus de CA activo, el sistema de baterla crltica que incluye una pluralidad de baterlas de acido de plomo reguladas por valvula (VRLA); y una fuente de energla de CA primaria acoplada electricamente al bus de CA activo.

Un primer aspecto combinable con la aplicacion general incluye ademas un bus de energla de CA comun configurado para ser acoplado electricamente a una pluralidad de cargas electricas (PAM) de monitorizacion despues de un accidente activa incluidas y cargas electricas comunes de la pluralidad de sistemas de energla nuclear; y un sistema de baterla pasiva acoplado electricamente al bus de CA comun, el sistema de baterla pasiva que incluye una o mas baterlas de acido de plomo ventiladas (VRLA).

En un segundo aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, el sistema de baterla crltico incluye una primera porcion de la pluralidad de baterlas VRLA y una segunda porcion de la pluralidad de baterlas VRLA.

En un tercer aspecto combinable con cualquiera de los aspectos anteriores, cada una de las porciones primera y segunda de la pluralidad de baterlas VRLA acopladas electricamente por separado al bus de energla de CA activo a traves de los interruptores respectivos.

Una implementacion diversa de un sistema de energla electrica para un sistema de reactor nuclear de acuerdo con la presente divulgation puede incluir una, algunas o todas las siguientes caracterlsticas. Por ejemplo, los costes de mantenimiento (por ejemplo, asociados con el cambio, la prueba y otros) de las baterlas IE calificadas (por ejemplo, baterlas de tipo acido de plomo con ventilation (VLA)) pueden reducirse significativamente. Ademas, los costes asociados con la compra y el almacenamiento de dichas baterlas IE calificadas pueden reducirse significativamente. Como otro ejemplo, los requisitos de espacio pueden reducirse eliminando algunas de las baterlas IE calificadas (por ejemplo, utilizando baterlas de acido de plomo reguladas por valvula (VRLA) en lugar de baterlas VLA). Ademas, en algunos sistemas de reactores nucleares modulares que utilizan refrigeration pasiva, todas las estructuras, sistemas y componentes de funciones de seguridad (SSC) pueden fallar a su estado seguro al perder toda la energla de CA y CC sin un impacto adverso en el sistema de energla nuclear. Como otro ejemplo, el sistema de elimination de calor por decaimiento o enfriamiento del nucleo de emergencia (ECC) (por ejemplo, sistemas de circulation natural) puede prevenir el dano del nucleo. Ademas, el enfriamiento a largo plazo despues de un accidente sin la action del operador durante un perlodo de tiempo indefinido puede ser parte integral del diseno del reactor modular. Como otro ejemplo, el diseno del reactor modular puede incluir un sistema electrico externo en combination con caracterlsticas integradas del sistema de energla nuclear que casi pueden eliminar el impacto de una perdida de energla externa (LOOP): capacidad de desviacion completa para las turbinas principales; la "carga propia" completa (todas las unidades en funcionamiento) es aproximadamente el 50 % de un modulo y puede ser mantenida por uno de varios (por ejemplo, ocho) transformadores auxiliares (UAT) de la unidad; y tras la perdida de la red o la carga fuera del sitio, un modulo de reactor puede retroceder para mantener la carga propia mientras permite que los otros modulos inicien una parada controlada.

Una implementacion diversa de un sistema de energla electrica para un sistema de reactor nuclear segun la presente divulgacion puede incluir una, algunas o todas las siguientes caracterlsticas. Por ejemplo, el sistema de energla electrica puede ayudar a mejorar la seguridad del sistema o planta del reactor nuclear al eliminar un gran conjunto de objetivos. Ademas, el sistema de energla electrica puede minimizar los costes de capital, as! como los costes de operation y mantenimiento de un sistema o planta de energla nuclear que estan asociados, por ejemplo, con un edificio de reactor y baterlas asociadas con el sistema de energla electrica. Como otro ejemplo, el sistema de energla electrica puede soportar la dotation de personal de la sala de control del reactor nuclear simplificando la accion operativa. Ademas, el sistema de energla electrica puede mejorar una defensa en profundidad al proporcionar, por ejemplo, diversas fuentes de energla de CC. Como otro ejemplo mas, el sistema de energla electrica puede mejorar la confiabilidad al proporcionar esquemas redundantes para cada bus de CA compartido (por ejemplo, como lo define IEEE Std 308-2001, section 3.7, respaldado por RG 1.32). Como un ejemplo adicional, el sistema de energla electrica puede soportar la regla de mantenimiento (por ejemplo, 10 CFR § 50.65) al eliminar y/o minimizar los desaflos a los sistemas de seguridad. El sistema de energla electrica tambien puede simplificar el apagon de la estacion.

Una implementacion diversa de un sistema de energla electrica para un sistema de reactor nuclear segun la presente descripcion tambien puede incluir una, algunas o todas las siguientes caracterlsticas. Por ejemplo, el sistema de energla electrica puede soportar un sistema de reactor nuclear pasivo, como un sistema que es esencialmente autonomo o autosuficiente, que se basa en fuerzas naturales, como la gravedad o la circulacion natural, o la energla almacenada, como las baterlas, inercia de rotacion y fluidos comprimidos, o una energla inherente al sistema en si por su energla motriz, y valvulas de retencion y valvulas de alimentacion sin ciclo (que pueden cambiar de estado para realizar sus funciones deseadas, pero no requieren un cambio de estado posterior o disponibilidad continua de energla para mantener sus funciones previstas). Como otro ejemplo, el sistema de energla electrica puede minimizar un numero de celdas de baterla de acido de plomo ventilado (VLA, por sus siglas en ingles) que se usan en el sistema de energla debido a sus calificaciones para aplicaciones de reactores nucleares segun el estandar 535 de IEEE.

Los detalles de una o mas implementaciones de la materia objeto de la presente divulgacion se exponen en los dibujos adjuntos y la descripcion siguiente. Otras caracterlsticas, aspectos y ventajas de la materia objeto se haran evidentes a partir de la descripcion, los dibujos y las reivindicaciones.

Descripcion de dibujos

La figura 1 ilustra un diagrama de bloques de una implementation de ejemplo de un sistema de energla nuclear que incluye multiples reactores de energla nuclear y un sistema de distribution de energla electrica;

La figura 2 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear que utiliza una fuente de energla de respaldo compartida;

La figura 3 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear que utiliza una fuente de energla de respaldo compartida y redundante para cargas crlticas; La figura 4 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear que utiliza una fuente de energla de respaldo compartida para cargas no crlticas;

Las figuras 5A-5B ilustran un diagrama de bloques de una ilustracion ampliada de una implementacion de ejemplo de un sistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear; y

La figura 6 es un diagrama de flujo que ilustra un metodo de ejemplo para operar un sistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear.

Descripcion detallada

La figura 1 ilustra una implementacion de ejemplo de un sistema de energla nuclear 100 que incluye multiples sistemas de reactor nuclear 150 y un sistema de distribucion de energla electrica. En algunas implementaciones, el sistema 100 puede proporcionar un sistema de distribucion de energla electrica que sea operable para suministrar energla electrica a sistemas crlticos (por ejemplo, una o mas cargas electricas con caracterlsticas de seguridad disenadas (ESF)) respaldadas por un sistema de baterla no calificado (por ejemplo, baterlas tipo VRLA) al mismo tiempo que suministran energla electrica a sistemas no crlticos (por ejemplo, cargas de monitorizacion activa posterior a un accidente (PAM) y cargas comunes en el sistema de energla nuclear 100) respaldadas por un sistema de baterla calificado (por ejemplo, baterlas tipo VLA). En algunas implementaciones, las cargas de ESF pueden disenarse para fallar, por ejemplo, al perder la alimentacion primaria (CA), a sus respectivas posiciones de seguridad. Ademas, en algunas implementaciones, las cargas de ESF pueden compartir un bus principal y un bus de respaldo (o redundante). El bus principal y el bus de respaldo pueden ser soportados (por ejemplo, acoplados electricamente a) por el sistema de baterla no calificado o crltico. En algunas implementaciones, los sistemas no crlticos tambien pueden incluir cargas de CA que comparten un bus comun que es compatible (por ejemplo, acoplado electricamente) al sistema de baterla calificado o compartido. En algunos aspectos, el sistema de baterla crltica puede dimensionarse para entregar energla a las cargas crlticas (por ejemplo, cargas que requieren energla motriz o de control para el sistema de reactor nuclear) a traves de los buses compartidos y redundantes durante un perlodo de 24 horas. En algunos aspectos, el sistema de baterla compartida puede dimensionarse para entregar energla a las cargas no crlticas a traves del bus comun durante un perlodo de 72 horas.

En la figura 1, el sistema incluye multiples sistemas de reactor nuclear 150 que estan acoplados electricamente a un sistema de energla electrica 135. Aunque solo se muestran tres sistemas de reactores nucleares 150 en este ejemplo, puede haber menos o mas sistemas 150 que esten incluidos dentro o acoplados al sistema de energla nuclear 100 (por ejemplo, 6, 9, 12 u otros). En una implementacion preferida, puede haber doce sistemas de reactor nuclear 150 incluidos dentro del sistema 100, con uno o mas de los sistemas de reactor nuclear 150 que incluyen un reactor modular de agua ligera, como se describe mas adelante.

Con respecto a cada sistema de reactor nuclear 150, un nucleo de reactor 20 esta posicionado en una portion inferior de un recipiente de reactor en forma cillndrica o en forma de capsula 70. El nucleo del reactor 20 incluye una cantidad de material fisionable que produce una reaction controlada que puede ocurrir durante un perlodo de quizas varios anos o mas. Aunque no se muestra expllcitamente en la figura 1, se pueden emplear barras de control para controlar la velocidad de fision dentro del nucleo 20 del reactor. Las barras de control pueden incluir plata, indio, cadmio, boro, cobalto, hafnio, disprosio, gadolinio, samario, erbio y europio, o sus aleaciones y compuestos. Sin embargo, estos son solo algunos de los muchos materiales posibles de las barras de control. En los reactores nucleares disenados con sistemas operativos pasivos, las leyes de la flsica se emplean para garantizar que el funcionamiento seguro del reactor nuclear se mantenga durante el funcionamiento normal o incluso en una condition de emergencia sin la intervention o monitorizacion del operador, al menos durante un perlodo de tiempo predefinido.

En implementaciones, un recipiente de contencion en forma de cilindro o en forma de capsula 10 rodea la vasija del reactor 70 y esta parcial o completamente sumergida en una piscina del reactor, tales como debajo de la flotacion 90, dentro del compartimiento del reactor 5. El volumen entre el recipiente del reactor 70 y el recipiente de contencion 10 se puede evacuar parcial o completamente para reducir la transferencia de calor desde el recipiente del reactor 70 al conjunto del reactor. Sin embargo, en otras implementaciones, el volumen entre el recipiente del reactor 70 y el recipiente de contencion 10 se puede llenar al menos parcialmente con un gas y/o un llquido que aumenta la transferencia de calor entre los recipientes del reactor y de contencion. El recipiente de contencion 10 puede descansar sobre una falda (no mostrada) en la base del compartimiento del reactor 5.

En una implementacion particular, el nucleo de reactor 20 esta sumergida dentro de un llquido, tal como agua, que puede incluir de boro u otro aditivo, que se eleva en el canal 30 despues de hacer contacto con una superficie del nucleo del reactor. En la figura 1, el movimiento ascendente del refrigerante caliente esta representado por flechas 40 dentro del canal 30. El refrigerante se desplaza sobre la parte superior de los intercambiadores de calor 50 y 60 y se empuja hacia abajo por conveccion a lo largo de las paredes internas del recipiente del reactor 70, permitiendo as! que el refrigerante imparta calor a los intercambiadores de calor 50 y 60. Despues de alcanzar una porcion inferior del recipiente del reactor, el contacto con el nucleo del reactor 20 da como resultado el calentamiento del refrigerante, que nuevamente se eleva a traves del canal 30.

Aunque los intercambiadores de calor 50 y 60 se muestran como dos elementos distintos en la figura 1, los intercambiadores de calor 50 y 60 pueden representar cualquier numero de bobinas helicoidales que se enrollan alrededor de al menos una porcion del canal 30. En otra implementacion, un numero diferente de bobinas helicoidales puede enrollarse alrededor del canal 30 en una direccion opuesta, en la que, por ejemplo, una primera bobina helicoidal se enrolla helicoidalmente en sentido contrario a las agujas del reloj, mientras que una segunda bobina helicoidal se enrolla helicoidalmente en sentido horario. Sin embargo, nada impide el uso de intercambiadores de calor con configuraciones y/o orientaciones diferentes, y las implementaciones no estan limitadas a este respecto. Ademas, aunque se muestra que la llnea de agua 80 esta colocada justo por encima de las porciones superiores de los intercambiadores de calor 50 y 60, en otras implementaciones, el recipiente del reactor 70 puede incluir cantidades menores o mayores de agua.

En la figura 1, el funcionamiento normal del modulo del reactor nuclear procede de una manera en la que el refrigerante caliente asciende a traves del canal 30 y hace contacto con los intercambiadores de calor 50 y 60. Despues de entrar en contacto con los intercambiadores de calor 50 y 60, el refrigerante se hunde hacia el fondo del recipiente 90 del reactor de una manera que induce un proceso de sifon termico. En el ejemplo de la figura 1, el refrigerante dentro del recipiente del reactor 70 permanece a una presion por encima de la presion atmosferica, lo que permite que el refrigerante mantenga una temperatura alta sin vaporizar (por ejemplo, hervir).

Como llquido refrigerante dentro de los intercambiadores de calor 50 y 60 aumenta su temperatura, el refrigerante puede comenzar a hervir. A medida que el refrigerante dentro de los intercambiadores de calor 50 y 60 comienza a hervir, se puede usar refrigerante vaporizado, como el vapor, para impulsar una o mas turbinas que convierten la energla potencial termica del vapor en energla electrica. Despues de la condensacion, el refrigerante regresa a lugares cercanos a la base de los intercambiadores de calor 50 y 60.

Durante el funcionamiento normal del modulo de reactor de la figura 1, varios parametros de rendimiento del reactor pueden ser monitoreados por medio de sensores ubicados en varias ubicaciones dentro del modulo. Los sensores dentro del modulo del reactor pueden medir las temperaturas del sistema del reactor, las presiones del sistema del reactor, la presion del recipiente de contencion, los niveles de refrigerante primario y/o secundario del reactor, el flujo de neutrones del nucleo del reactor y/o la fluencia de neutrones del nucleo del reactor. Las senales que representan estas mediciones pueden informarse de manera externa al modulo del reactor a traves de un conducto a un panel de interfaz del compartimiento del reactor (no mostrado).

Uno o mas de los componentes y sensores de cada sistema de reactor nuclear 150 puede haber cargas crlticas, tales como, por ejemplo, cargas activas ESF tales como valvulas de aislamiento de la contencion, valvulas de evacuacion de calor residual (DHR), otras valvulas accionables y equipos, as! como sensores. En algunos aspectos, dichos componentes EFS pueden estar disenados para fallar en su posicion de seguridad ante la perdida de la energla de control o la energla motriz.

Ademas, uno o mas de los componentes y sensores de cada sistema de reactor nuclear 150 puede haber cargas no crlticas, tales como, por ejemplo, PAM activo y cargas comunes que, en algunas implementaciones, pueden requerir un soporte de energla "IE" con un respaldo de baterla calificado (por ejemplo, bajo las regulaciones pertinentes) (por ejemplo, baterlas tipo VLA). Las cargas de PAM pueden incluir, por ejemplo, la indicacion de posicion de la valvula del sistema de accionamiento ESF, la temperatura del sistema de refrigerante del reactor, la presion del sistema de refrigerante del reactor, el nivel del sistema de refrigerante del reactor, la temperatura de contencion, la presion de contencion, el nivel de contencion, el nivel de eliminacion de calor de decaimiento, la presion de eliminacion de calor de decaimiento, la presion de eliminacion de calor, nivel de la piscina del reactor y del combustible gastado, la temperatura de la piscina del reactor y del combustible gastado, la monitorizacion de neutrones y la posicion de la barra de control.

En el sistema de energla nuclear 100 ilustrado, el sistema de energla electrica 135 (mostrado en forma de diagrama de bloque) puede proporcionar la corriente de CA y de CC a todas las cargas electricas de los sistemas de reactores nucleares 150 en el sistema 100. Por ejemplo, se puede proporcionar energla de CA (por ejemplo, 120 VCA, 1 fase, 60 Hz) a los sistemas de reactor nuclear 150 a traves de uno o mas buses de CA 145 (ilustrados como un bus, pero contemplados como mas de un bus paralelo). El bus de energla de CA 145, en algunos aspectos, puede suministrar energla de CA a cargas crlticas (por ejemplo, cargas ESF). Tambien se puede proporcionar energla de CA a cargas no crlticas de los sistemas de reactor nuclear 150 a traves de uno o mas buses de CA 140 (ilustrados como un bus, pero contemplados como mas de un bus paralelo).

La figura 2 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica 200 para un sistema de energla nuclear que utiliza una fuente de energla de respaldo compartida. Por ejemplo, en algunos aspectos, el subsistema 200 se puede utilizar como parte del sistema de distribucion electrica 135 (por ejemplo, incluyendo el bus (o buses) de CA 145). En algunas implementaciones, por ejemplo, mas de un subsistema 200 puede usarse como todo o parte del sistema de distribucion electrica 135.

El subsistema ilustrado 200, en algunos aspectos, puede utilizar un respaldo de la baterla compartida 215 para suministrar energla DC a un bus DC 235. El bus de CC 235 se puede transformar en energla de CA y suministrar energla de CA a cargas de energla crlticas, como las cargas ESF a prueba de fallos. En algunos aspectos, la baterla de respaldo 215 puede incluir varias baterlas VRLA que tienen suficiente capacidad para alimentar al bus de CC 235 con alimentacion de CC durante aproximadamente 24 horas.

El subsistema 200 tambien incluye una fuente de CA primaria 205 que esta acoplado electricamente con el bus DC 235 a traves de un cargador/convertidor 210 que convierte la corriente alterna suministrada por la fuente de CA primaria 205 a DC para el bus de CC 235. El cargador/convertidor 210 tambien puede, en algunos aspectos, acoplarse electricamente a la baterla de respaldo 215 (por ejemplo, directamente o a traves del bus de CC 235) para proporcionar una carga electrica a la baterla de reserva 215 desde la fuente de CA primaria 205. En algunos aspectos, la fuente de CA primaria 205 (por ejemplo, 480/3/60) tambien puede incluir un generador de respaldo (o generadores) (por ejemplo, diesel) que se enciende (por ejemplo, automaticamente) ante la perdida de energla de la fuente de CA primaria 205. Por lo tanto, la fuente de energla principal para el bus de CC 235 puede ser la fuente de CA primaria 205 (con generador diesel de respaldo) con la baterla de respaldo 215.

El subsistema 200 tambien incluye una fuente de utilidad 220 que suministra energla CA a un transformador de regulacion de tension (VRT) 225. En algunos aspectos, las fuentes de energla 205 y 220 pueden ser las mismas y pueden incluir la energla de la utilidad generada por, por ejemplo, una red que esta acoplada electricamente al subsistema 200 (por ejemplo, una red que funciona con equipos de generation de energla en el sitio, tales como turbinas o de otro tipo). El VRT 225 recibe la energla de CA, por ejemplo, a 480 VCA, de la alimentacion de la red publica 220 y la transforma en una energla de CA limpia, por ejemplo, a 120 VCA, a un inversor/interruptor estatico ("ISS") 230.

El ISS ilustrado 230 recibe, como entrada, una alimentacion de CC del bus de CC 235 y la energla de CA del VRT 225. El ISS 230 (y mas especlficamente, la portion del inversor) transforma la alimentacion de CC del bus de CC 235 en energla de CA. Luego, el ISS 230 (y mas especlficamente, la porcion del interruptor estatico) puede seleccionar de manera controlable una de las dos fuentes de energla de CA para proporcionar al bus de energla de CA 145. El bus de CA 145, a su vez, suministra energla de CA a multiples sistemas de reactores nucleares 150 (por ejemplo, doce u otro numero) (por ejemplo, cargas electricas de ESF en los sistemas 150).

La figura 3 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica 300 para un sistema de energla nuclear que usa una fuente de energla de respaldo compartida y redundante para cargas crlticas, como las cargas de ESF. Por ejemplo, en algunos aspectos, el subsistema 300 se puede utilizar como parte del sistema de distribucion electrica 135 (por ejemplo, incluyendo el bus (o buses) de CA 145). En algunas implementaciones, por ejemplo, mas de un subsistema 300 puede usarse como todo o parte (por ejemplo, junto con o en lugar de uno o mas subsistemas 201) del sistema de distribucion electrica 135. Como se ilustra, el subsistema incluye dos modulos 201 de esquema de energla de IE, que, en el ejemplo ilustrado, pueden proporcionar la redundancia para las cargas de ESF. Cada modulo 201 de esquema de energla de IE puede ser sustancialmente similar a al menos una porcion del subsistema 200 ilustrado en la figura 2 que alimenta el bus CA 145.

El subsistema ilustrado 300, en algunos aspectos, puede representar un, sistema de energla electrica redundante compartida para un sistema de energla nuclear (por ejemplo, sistema de energla nuclear 100) en el que las cargas crlticas (por ejemplo, cargas del ESF dentro de los sistemas de energla nuclear 150) fallan en sus respectivas posiciones "seguras" y estan respaldadas, en caso de un fallo de energla de CA, por una baterla no calificada, por ejemplo, respaldo de baterla 215. Como se ilustra, el subsistema 300 incluye subsistemas redundantes 200 que estan acoplados electricamente al bus de CA 145 para proporcionar energla de CA a varios sistemas de reactores nucleares 150 (por ejemplo, doce, o menos o mas).

En algunos aspectos, la redundancia proporcionada (como se muestra en la figura 3) al agregar un segundo subsistema 201 que esta acoplado electricamente al bus de CA 145 (por ejemplo, un bus unico o multiples buses 145) puede duplicar las funciones esenciales de un solo subsistema 201 en la medida en que cualquiera de los subsistemas 201 pueda realice las funciones requeridas independientemente del estado de operacion o fallo del otro subsistema 201.

En algunas implementaciones, la baterla de reserva 215 solo puede suministrar energla a algunos, pero no todos, (por ejemplo, ESF) cargas crlticas durante un evento de perdida de energla principal debido a, por ejemplo, las cargas crlticas no a sus estados de seguridad respectivos. Por ejemplo, la baterla de respaldo 215 solo puede proporcionar energla a cada uno de los sistemas de reactor nuclear 150 para mantener sus respectivas valvulas de enfriamiento de emergencia en una posicion cerrada durante un tiempo determinado (por ejemplo, 24 horas). Esta carga crltica tambien puede fallar en su posicion segura o abierta. Por lo tanto, la baterla de respaldo 215 puede simplemente proporcionar energla de "retencion" para mantener tales valvulas en su posicion no segura o cerrada.

La figura 4 ilustra un diagrama de bloques de un subsistema de distribucion de energla electrica 400 para un sistema de energla nuclear que utiliza una fuente de energla de respaldo compartida para cargas no crlticas, como cargas comunes activas y PAM. Por ejemplo, en algunas implementaciones, el subsistema 400 puede ilustrar un esquema de distribution de energla electrica para proporcionar energla de CA a tales cargas no crlticas a traves de trenes de baterlas de respaldo 465 en cada uno de los dos canales 402.

El subsistema 400, como se muestra, incluye dos canales 402, con cada canal 402 incluyendo un bus de CA 405 y un bus de CA secundario 410 que proporcionan cada uno energla de CA a un sistema de reactor nuclear separado 450. Como se ilustra, los buses 410 de CA son atendidos por los subsistemas 300 y cada bus 410 de CA recibe energla de CA desde un inversor/conmutador estatico 415 que recibe energla de CA de un VRT 420 y energla de CC desde un bus de CC 430. El ISS 415 convierte la energla de CC del bus de CC 430 en energla de CA (por ejemplo, en la portion del inversor) y luego, puede seleccionar de manera controlable la energla de CA del VRT 420 o la energla de CA convertida del bus de CC 430 (por ejemplo, la parte estatica del interruptor). El VRT 420 recibe energla de CA (por ejemplo, 480/3/60) de una fuente de energla 425.

Como se ilustra, en cada canal 402, un bus de CA 405 sirve un sistema de reactor nuclear 450. En algunas implementaciones, el bus de CA 405 es sustancialmente similar al bus de CA 145 como se muestra en la figura 3, y recibe energla de CA de un subsistema similar o identico al subsistema 300.

Como se ilustra, cada bus de CC 430 esta acoplado electricamente a dos fuentes de energla de CC. Por ejemplo, el bus de CC 430 esta acoplado electricamente a una fuente de CA primaria 445 (que puede o no puede ser respaldada por un generador) a traves de un cargador 435. El bus de CC 430 tambien esta acoplado electricamente al tren de respaldo de baterla 465. En algunas implementaciones, el tren de respaldo de baterla 465 puede incluir multiples baterlas VLA dimensionadas para proporcionar suficiente energla de CC para cargas no crlticas (por ejemplo, cargas comunes y PAM) durante un perlodo de tiempo particular despues de un apagado o evento de seguridad (por ejemplo, 72 horas diferente).

Como se ilustra adicionalmente, el bus de CC 430 proporciona energla de CC a un ISS 415, que, a su vez, transforma la energla de CC a energla de CA y suministra un bus de CA 410 (as! como otros buses de corriente alterna). El ISS 415 tambien se suministra con energla de CA desde una fuente de CA de utilidad 425 que se enruta a traves de un VRT 420. Por lo tanto, el ISS 415 que proporciona energla de CA al bus de CA 410 tiene fuentes de alimentation redundantes. Como se ilustra, el ISS 415 tambien proporciona energla de CA, en esta implementation, a un sistema de seguridad de planta compartida (sistema SPS) 440 en cada canal.

El bus CA 410, como el bus de CA 405, proporciona energla de CA (por ejemplo, 120/1/60) al sistema de reactor nuclear 450. Como se ilustra, el ISS 415 puede servir, en esta implementacion, multiples buses de CA que proporcionan energla a otros sistemas de reactor nuclear correspondientes (por ejemplo, como se muestra en la figura 1). El bus CA 410 tambien proporciona energla de CA a las unidades de visualization de video de seguridad (SVDU) 455 y 460. Por ejemplo, las SVDU 455 y 460 pueden ser especificas para cada canal 402 en particular y, en algunas implementaciones, proporcionar visualizacion de video para subsistemas tales como estaciones de apagado remoto u otros sistemas.

En algunos casos, la funcionalidad PAM es una demanda de energia activa y no pasiva bajo las directrices correspondientes. En algunas implementaciones, como se ilustra aqui, puede haber dos canales de cargas de energia no criticas (por ejemplo, cargas comunes o de funcion PAM). Por lo tanto, cada tren de baterias 465 puede incluir baterias calificadas (por ejemplo, baterias tipo VLA). Pero como la funcionalidad PAM es, en algunos aspectos, solo monitorizacion (aunque este activa), la fuente de energia de CC para tales cargas puede ser compartida. Por lo tanto, en algunos aspectos, un tercer tren de baterias 465 puede incluirse como un tren de repuesto que se comparte entre dos canales 402. Como se indico anteriormente, en algunos aspectos, cada tren de baterias 465 puede ser baterias de tipo VLA (por ejemplo, EnerSys GN-45 capaz de 3600 Ah y 1.75 FV/C u otras baterias).

Las figuras 5A-5B ilustran un diagrama de bloques de una ilustracion ampliada de una implementacion de ejemplo de un sistema de distribucion de energia electrica 500 para un sistema de energia nuclear. En un nivel alto, el sistema 500 incluye: (1) ESF, o cargas criticas, que, en algunos casos, fallan en su posicion segura respectiva tras la perdida de la energia de CA primaria y, en otros casos, cargas criticas (por ejemplo, valvulas ECC), que se mantienen en su posicion no segura por una fuente de energia de respaldo no calificada; (2) un sistema de energia electrica compartido y redundante para un sistema de energia nuclear (por ejemplo, el sistema de energia nuclear 100) en el que las cargas criticas (por ejemplo, las cargas de ESF) tienen una fuente de energia de respaldo compartida y redundante, no calificada; y (3) una fuente de energia de IE calificada de respaldo compartida para cargas no criticas, como cargas comunes activas y PAM.

Volviendo ahora particularmente a la figura 5A, el sistema 500, como se ilustra, incluye cuatro modulos de carga critica 505a-505d que suministran energia de CA a cuatro canales (como se explico anteriormente) del sistema 500. Cada modulo 505a-505d proporciona energia de CA para cargas criticas (por ejemplo, cargas ESF a prueba de fallos) a traves de los buses de energia de CA 545a-545d (por ejemplo, cuatro canales). Cada bus de CA 545a-545d proporciona energia a multiples sistemas de reactores nucleares 150 (por ejemplo, doce en la implementacion ilustrada).

Como se ilustra, cada modulo 505a-505d incluye dos modulos de combinacion de energia IE 501, como se ha indicado por el simbolo prima, o ', que, en el ejemplo ilustrado, puede proporcionar la redundancia para las cargas del ESF. Por ejemplo, con respecto a los modulos "a", cada modulo 501a y 501a' del esquema de energia de IE puede ser sustancialmente similar a al menos una porcion del subsistema 201 ilustrado en la figura 2 que alimenta el bus CA 145.

El uso del modulo "a" como un ejemplo aplicable a los modulos b-d, cada modulo 505a, como se ilustra, puede ser sustancialmente similar a un subsistema 300 descrito anteriormente. Por ejemplo, cada modulo 505a puede utilizar una bateria de respaldo no calificada 520a/520a' para suministrar energia de CC al bus de CC 525a/525a'. El bus de CC 525a/525a' puede suministrar energia de c C a cargas de energia criticas (una vez transformadas), como las cargas ESF a prueba de fallos. En algunos aspectos, la bateria de respaldo 520a/520a' puede incluir varias baterias VRLA que tengan suficiente capacidad para alimentar el bus de CC 525a/525a' con alimentacion de CC durante aproximadamente 24 horas.

El modulo 505a tambien incluye una fuente de CA primaria 510a/510a' que esta acoplada electricamente con el bus DC 525a/525a' a traves de un cargador/convertidor 515a/515a' que convierte la corriente alterna suministrada por la fuente de CA primaria 510a/510a' a la energia de CC para el bus de CC 525a/525a'. En algunos aspectos, la fuente de CA primaria 510a/510a' (por ejemplo, 480/3/60) tambien puede incluir un generador de respaldo (por ejemplo, diesel) que se enciende (por ejemplo, automaticamente) ante la perdida de energia de la fuente de CA primaria 510a/510a '. Por lo tanto, la fuente de energia principal para el bus de CC 525a/525a' puede ser la fuente de CA primaria 510a/510a' (con generador diesel de respaldo) con la bateria de respaldo 520a/520a'.

El modulo 505a tambien incluye un suministro electrico 540a/540a' que suministra energia de CA a una VRT 535a/535a'. En algunos aspectos, las fuentes de energia 510a/510a' y 540a/540a' pueden ser las mismas y pueden incluir la energia de la utilidad generada por, por ejemplo, una red que esta acoplada electricamente al modulo 505a. El VRT 535a/535a' recibe la energia de CA, por ejemplo, a 480/3/60, de la energia de la utilidad 540a/540a' y la transforma a una energia de CA, por ejemplo, 120/1/60. La energia de CA disminuida se proporciona a un inversor/interruptor estatico 530a/530a', que tambien recibe energia de CC a traves del bus de CC 525a/525a'. El ISS 530a/530a' transforma la energia de CC del bus de CC 525a/525a' en energia de CA y luego, puede elegir selectivamente de las dos fuentes de energia de CA (por ejemplo, del bus de CC 525a/525a' o el VRT 535a/535a') para alimentar al bus de CA 545a.

Como se ilustra con las designaciones de primera calidad, los modulos 505a-505d incluyen subsistemas redundantes (por ejemplo, subsistemas 200) que estan ambos acoplados electricamente a buses CA 545A-545D con el fin de proporcionar energia de CA a una serie de sistemas de reactor nuclear 150 (por ejemplo, doce o menos o mas). La redundancia puede duplicar las funciones esenciales de un solo subsistema en la medida en que cualquiera de los subsistemas de cada modulo 505a-505d puede realizar las funciones requeridas independientemente del estado de operacion o fallo del otro subsistema.

Volviendo ahora particularmente a las figuras 5B, el sistema 500 tambien incluye subsistemas que proporcionan energia de CC a dichas cargas no criticas a traves de trenes de baterias de respaldo 600 en dos de cuatro canales. Como se muestra en la figura 5B, se ilustran cuatro canales, cada uno de los cuales proporciona energia de CA a un bus de CA 545a a 545d. Cada canal que suministra energia de CA a los buses de CA 545c y 545b tambien incluye un bus de CA secundario 605c y 605b, respectivamente, que proporcionan energia de CA a un sistema de reactor nuclear separado 550c y 550b, respectivamente.

Como se ilustra, los buses 605C y 605B CA se sirven por los modulos de combinacion de energia de IE 601 (por ejemplo, similar al sistema 200) en la energia de CA que cada bus de CA 605c y 605b se suministra a partir de un/interruptor estatico inversor 610 que puede seleccionar una fuente de energia de CA particular desde la que se suministran a los buses 605c y 605b (por ejemplo, energla de CA desde un VRT 620 o energla de CA convertida desde el bus de CC 625). El v Rt 620 recibe energla de CA (por ejemplo, 480/3/60) de una fuente de energla 615.

Como se ilustra, en cada canal, un bus de CA 545c/545b sirve un sistema de reactor 550c/550b nuclear. En algunas implementaciones, el bus de CA 545c/545b es sustancialmente similar al bus de CA 145 como se muestra en la figura 3, y recibe energla de CA de un subsistema similar o identico al subsistema 300.

Como se ilustra, cada bus de CC 625 esta acoplado electricamente a dos fuentes de alimentacion de CC. Por ejemplo, el bus de CC 625 esta acoplado electricamente a una fuente de CA primaria 635 (que puede o no puede ser respaldada por un generador) a traves de un cargador 630. En algunas implementaciones, la fuente de CA 635 puede ser identica a la fuente de CA 510. El bus de CC 625 tambien esta acoplado electricamente al tren de respaldo de baterla 600. En algunas implementaciones, el tren de respaldo de baterla 600 puede incluir multiples baterlas calificadas IE, por ejemplo, tipo VLA, baterlas del tamano adecuado para proporcionar suficiente energla de CC para cargas no crlticas (por ejemplo, cargas comunes y PAM) durante un perlodo de tiempo determinado despues de una parada o evento de seguridad (por ejemplo, 72 horas o de otra manera).

Como se ilustra adicionalmente, el bus de CC 625 proporciona energla de CC a un/interruptor estatico inversor 610, que, a su vez, transforma la energla de CC a energla de CA y suministra una CA bus 605c/605b (as! como otros buses CA similares). El ISS 610 tambien se suministra con energla de CA desde una fuente de CA de utilidad 615 que se enruta a traves de un VRT 620. Por lo tanto, el ISS 610 que proporciona energla de CA al bus de CA 605c/605b tiene fuentes de alimentacion redundantes entre las que se puede seleccionar para alimentar a los buses 605c/605b.

Como se ilustra, el ISS 610 tambien proporciona energla de CA, en esta implementacion, a un sistema de seguridad de la planta compartida (sistema SPS) 640 en cada canal. El sistema SPS 640 puede incluir cargas compartidas de seguridad comunes en el sistema 500, como, por ejemplo, la monitorizacion de la radiacion del respiradero del edificio del reactor, la monitorizacion de la radiacion suplementaria C/R, el nivel del deposito de combustible gastado (SFP), la temperatura del SFP y las luces electronicas.

El CA bus 605c/605b, como el bus CA 545c/545b, proporciona energla de CA (por ejemplo, 120/1/60) al sistema de reactor nuclear 550c/550b. Como se ilustra, el ISS 610 puede servir, en esta implementacion, multiples buses de CA que proporcionan energla a otros sistemas de reactor nuclear correspondientes (por ejemplo, como se muestra en la figura 1). El bus de CA 605c/605b tambien proporciona energla de CA a las unidades de pantalla de video de seguridad (SVDU) 650 y 645. Por ejemplo, las SVDU 650 y 645 pueden ser especlficas para cada canal en particular y, en algunas implementaciones, proporcionar visualizacion de video para subsistemas tales como estaciones de apagado remoto u otros sistemas.

En algunos casos, la funcionalidad PAM es una demanda de energla activa y no pasiva bajo las directrices correspondientes. En algunas implementaciones, como se ilustra aqul, puede haber dos canales de cargas de energla no crlticas (por ejemplo, cargas comunes o de funcion PAM). Por lo tanto, cada tren de baterlas 600 puede incluir baterlas calificadas (por ejemplo, baterlas tipo VLA). Pero como la funcionalidad de PAM es, en algunos aspectos, solo monitorizacion (aunque este activa), la fuente de energla de CC de respaldo para tales cargas puede ser compartida. Por lo tanto, en algunos aspectos, se puede incluir un tercer tren de baterla 600 como un tren de repuesto que se comparte entre los dos canales (por ejemplo, los canales "c" y "b"). Como se indico anteriormente, en algunos aspectos, cada tren de baterlas 600 puede ser un tren de baterlas de IE calificado, como baterlas tipo VLA (por ejemplo, EnerSys GN-45 capaz de 3600 Ah y 1.75 FV/C u otras baterlas).

Dos canales adicionales (por ejemplo, los canales "a" y "d") estan tambien ilustrados en el sistema 500. Cada uno de estos canales incluye un bus de CA 545a/545d que proporciona energla de CA a los respectivos sistemas de reactor nuclear 550a/550d.

La figura 6 es un diagrama de flujo que ilustra un metodo de ejemplo 700 para operar un sistema de distribucion de energla electrica para un sistema de energla nuclear. En algunas implementaciones, el metodo 700 puede ejecutarse con la totalidad o una parte del sistema de energla electrica 500 mostrado en las figuras 5A-5B. El metodo 700 puede comenzar en la etapa 702, donde se detecta una perdida de la energla primaria (CA) que alimenta las cargas de ESF (por ejemplo, crlticas) del reactor nuclear y (por ejemplo, PAM). Por ejemplo, y con referencia a las figuras 5A-5B, la energla de CA primaria se puede perder cuando las fuentes de CA 510, 540 y 615 o 635 ya no pueden proporcionar energla de CA primaria (por ejemplo, 480/3/60) para el sistema.

En la etapa 704, las cargas del ESF (por ejemplo, de control y carga motrices) se ajustan automaticamente a su respectiva seguridad, o "seguro de fallo", estados basados al menos en parte en la perdida de la energla de CA primaria. Por ejemplo, y con referencia a las figuras 5A-5B, las cargas de ESF en cada uno de los sistemas de reactor nuclear 150 (por ejemplo, como se muestra, doce sistemas de reactor modular) pueden volver automaticamente a las posiciones de seguridad. Las cargas de ESF pueden incluir, por ejemplo, valvulas de aislamiento de contencion, valvulas de eliminacion de calor de decaimiento (DHR), otras valvulas y equipos accionables, as! como sensores, que estan acoplados electricamente a los buses de CA 545a-545d.

En la etapa 706, se suministra energla de respaldo de CA a una o mas cargas del ESF (por ejemplo, valvulas de ECC) desde una fuente de energla no calificada. Por ejemplo, y con referencia a las figuras 5A-5B, dichas cargas pueden seguir recibiendo energla de CA a traves del ISS 530 de las fuentes de baterla 525, que no son calificadas (por ejemplo, baterlas tipo VRLA). Como se describio anteriormente, cada uno de los sistemas ilustrados 150 puede compartir dos fuentes de baterla 525, una de las cuales es un respaldo primario y la otra es un respaldo redundante. En algunos aspectos, sin embargo, la etapa 706 y las fuentes de baterla 525 pueden no estar incluidas. Por ejemplo, debido a que las cargas de ESF fallan en sus respectivas posiciones seguras, la fuente de energla de respaldo de las baterlas 525 puede no ser necesaria. En algunos aspectos, solo las fuentes de baterla 520a, 520a', etc. mantienen una valvula de refrigeracion de emergencia en cada uno de los sistemas 150 en una posicion cerrada durante un tiempo determinado (por ejemplo, 24 horas).

En la etapa 708, se suministra energla de respaldo de CA a las cargas de monitorizacion, o no crlticas, de una fuente de energla calificada. Por ejemplo, y con referencia a las figuras 5A-5B, tales cargas pueden seguir recibiendo energla de CA a traves del ISS 610 de los trenes de baterlas 600, que son baterlas calificadas (por ejemplo, del tipo VLA).

En la etapa 710, se realiza una determinacion de si se restablece la energla principal de CA. Basado enl restablecimiento de la energla de CA primaria, el ESF y las cargas de monitorizacion reciben energla de CA desde la fuente de energla de CA primaria en la etapa 712. De lo contrario, dichas cargas seguiran siendo suministradas con energla de CA de las fuentes de la baterla como se describe anteriormente.

Se han descrito implementaciones particulares de la materia. Otras implementaciones, alteraciones y permutaciones de las implementaciones descritas estan dentro del alcance de las siguientes reivindicaciones como sera evidente para los expertos en la tecnica. Por ejemplo, las acciones recitadas en las reivindicaciones pueden realizarse en un orden diferente y aun as! lograr resultados deseables. En consecuencia, la descripcion anterior de implementaciones de ejemplo no define ni restringe esta divulgacion. Tambien son posibles otros cambios, sustituciones y alteraciones.

Claims (15)

REIVINDICACIONES

1. Un sistema de distribucion electrica (500) para una central nuclear, que comprende:

al menos una fuente de energia de corriente alterna primaria (510b);

una primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) de la planta de energia nuclear, comprendiendo cada una de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna una carga electrica critica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) que esta configurada para fallar a una posicion de seguridad basada en una perdida de energia electrica de la fuente de energia de corriente alterna primaria (510b);

un primer bus de energia de corriente alterna (545b) que esta acoplado electricamente a la al menos una fuente de energia de corriente alterna primaria (510b) y la primera pluralidad de cargas de corriente alterna, en donde el primer bus de energia de corriente alterna (545b) esta acoplado selectivamente a un bus de corriente continua (525b) a traves de un inversor/interruptor estatico (ISS, 530b), estando el bus de corriente continua (525b) acoplado electricamente a la fuente de energia alterna primaria (510b) a traves de un cargador/convertidor (515b), y ademas esta acoplado electricamente a un primer sistema de bateria critica que comprende una o mas fuentes de bateria no calificadas;

una segunda pluralidad de cargas de corriente alterna de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150), comprendiendo cada una de la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna una carga electrica no critica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150); y

un segundo bus de energia de corriente alterna (605b) que esta acoplado electricamente a la al menos una fuente de energia de corriente alterna primaria (510b), la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna y un sistema de bateria no critica que comprende una o mas fuentes de bateria calificadas.

2. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 1, en el que la primera pluralidad de cargas de corriente alterna comprende cargas electricas de caracteristicas de seguridad disenadas, y la una o mas fuentes de bateria no calificadas del primer sistema de bateria critica comprenden baterias de acido de plomo reguladas por valvula.

3. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 1, en el que la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna comprende cargas electricas de monitorizacion activas posteriores al accidente y cargas electricas comunes, y la una o mas fuentes de bateria calificadas comprenden baterias de acido de plomo ventiladas.

4. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 3, en el que el sistema de bateria no critica comprende:

un primer tren de baterias acoplado electricamente a un primer canal del segundo bus de energia de corriente alterna (605b); y

un segundo tren de baterias acoplado electricamente a un segundo canal del segundo bus de energia de corriente alterna (605b), comprendiendo cada uno de los trenes de baterias primero y segundo una o mas fuentes de baterias calificadas que comprenden baterias de acido de plomo ventiladas.

5. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 4, que comprende ademas un tercer tren de baterias acoplado electricamente a ambos canales primero y segundo del segundo bus de energia de corriente alterna (605b), comprendiendo el tercer tren de baterias una o mas fuentes de bateria calificadas que comprenden baterias de acido de plomo ventiladas.

6. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 1, en el que al menos uno de:

a) el primer sistema de bateria critica esta dimensionado para suministrar energia de corriente alterna a la primera pluralidad de cargas de corriente alterna durante aproximadamente 24 horas basado en una perdida de energia electrica de la fuente de energia de corriente alterna primaria (510b); y

b) los sistemas de bateria no criticos estan dimensionados para suministrar energia de corriente alterna a la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna durante aproximadamente 72 horas basado en una perdida de energia electrica de la fuente de energia de corriente alterna primaria (510b).

7. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 1, que ademas comprende:

un tercer bus de energia de corriente alterna que esta acoplado electricamente a la fuente de energia de corriente alterna primaria (510b), la primera pluralidad de cargas de corriente alterna 30, y un segundo sistema de bateria critica que comprende una o mas fuentes de bateria no calificada.

8. El sistema de distribucion electrica (500) de la reivindicacion 1, en el que cada uno de los sistemas de energia nuclear (150) comprende un reactor nuclear modular enfriado pasivamente.

9. Un metodo para proporcionar energia a una planta de energia nuclear, que comprende:

proporcionar al menos una fuente de energia de corriente alterna primaria (510b);

proporcionar una primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) de la central nuclear, cada una de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna que comprende una carga electrica crltica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150) que esta configurada para fallar a una posicion de seguridad basada en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de corriente alterna primaria;

acoplar electricamente un primer bus de energla de corriente alterna (545b) a la fuente de energla de corriente alterna primaria (510b) y la primera pluralidad de cargas de corriente alterna;

acoplar electricamente el primer bus de energla de corriente alterna (545b) selectivamente a un bus de energla de corriente continua (525b) a traves de un inversor/interruptor estatico (ISS, 530b), estando el bus de energla de corriente continua (525b) acoplado electricamente a la fuente de energla alternativa primaria (510b) a traves de un cargador/convertidor (515b), y ademas esta acoplado electricamente a un primer sistema de baterla crltica que comprende una o mas fuentes de baterla no calificadas;

proporcionar una segunda pluralidad de cargas de corriente alterna de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150), comprendiendo cada una de la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna una carga electrica no crltica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear (150); y

acoplar electricamente un segundo bus de energla de corriente alterna (605b) a la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna y un sistema de baterla no crltico que comprende una o mas fuentes de baterla calificadas.

10. El metodo de la reivindicacion 9, en el que la primera pluralidad de cargas de corriente alterna comprende cargas electricas de caracterlsticas de seguridad disenadas, y la una o mas fuentes de baterla no calificadas del primer sistema de baterla crltica comprenden baterlas de acido de plomo reguladas por valvula.

11. El metodo de la reivindicacion 9, en el que la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna comprende cargas electricas activas de monitorizacion posterior a un accidente y cargas electricas comunes, y la una o mas fuentes de baterla calificadas comprenden baterlas de acido de plomo ventiladas.

12. El metodo de la reivindicacion 11, que ademas comprende:

acoplar electricamente un primer tren de baterlas del sistema de baterlas no crlticas a un primer canal del segundo bus de energla de corriente alterna (605b); y

acoplar electricamente un segundo tren de baterlas del sistema de baterlas no crlticas a un segundo canal del segundo bus de energla de corriente alterna (605b), comprendiendo cada uno de los trenes de baterlas primero y segundo una o mas fuentes de baterlas calificadas que comprenden baterlas de acido de plomo ventiladas, y en donde, opcionalmente, el metodo comprende ademas acoplar electricamente un tercer tren de baterlas del sistema de baterlas no crlticas a los canales primero y segundo del segundo bus de energla de corriente alterna (605b), comprendiendo el tercer tren de baterlas una o mas fuentes de baterlas calificadas que comprenden baterlas de acido de plomo ventiladas.

13. El metodo de la reivindicacion 9, que comprende al menos uno de:

a) dimensionar el primer sistema de baterla crltica para suministrar energla de corriente alterna a la primera pluralidad de cargas de corriente alterna durante aproximadamente 24 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de corriente alterna primaria (510b); y

b) dimensionar los sistemas de baterla no crlticos para suministrar energla de corriente alterna a la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna durante aproximadamente 72 horas basado en una perdida de energla electrica de la fuente de energla de corriente alterna primaria (510b).

14. El metodo de la reivindicacion 9, que ademas comprende:

acoplar electricamente un tercer bus de energla de corriente alterna a la fuente de energla de corriente alterna primaria (510b), la primera pluralidad de cargas de corriente alterna y un segundo sistema de baterla crltica que comprende una o mas fuentes de baterla no calificadas.

15. El metodo de la reivindicacion 9, que ademas comprende:

detectar (702) una perdida de energla de corriente alterna primaria de al menos una fuente de energla de corriente alterna primaria (510b);

ajustar (704) al menos una porcion de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna a sus respectivas posiciones de seguridad;

suministrar (706) energla de corriente alterna a la porcion de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una o mas fuentes de baterla no calificadas a traves del primer bus de energla de corriente alterna (545b) y suministrar (708) energla de corriente alterna a la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna desde una o mas fuentes de baterla calificadas a traves del segundo bus de energla de corriente alterna (605b);

y en el que opcionalmente el metodo comprende, ademas:

detectar (710) una restauracion de la energla de corriente alterna primaria de al menos una energla de corriente alterna primaria (510b);

suministrar (712) energla de corriente alterna a la porcion de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna desde la al menos una fuente de energla de corriente alterna primaria (510b) a traves del primer bus de energla de corriente alterna (545b); y

suministrar (712) energla de corriente alterna a la segunda pluralidad de cargas de corriente alterna desde la al menos una fuente de energla de corriente alterna primaria (510b) a traves del segundo bus de energla de corriente alterna (605b).