管理核反应堆废燃料棒的制作方法
【技术领域】
[0001] 本公开内容总体上涉及用于储存和管理核废燃料的系统和方法。
【背景技术】
[0002] 废燃料池提供从最近已经从核反应堆排出的燃料中的长期衰变热去除。最近排出 的核堆芯通常表示在废燃料池中的最大热产生源。在完全失去对核电站的供电的情况下， 用于废燃料池的冷却系统可能不可用于去除燃料的衰变热。对于长期的核电站断电条件， 在具有最近排出的燃料的情况下，存在使废燃料池中的所有水煮沸的可能，由此使废燃料 棒束过热并且继而损害废燃料棒束。这会导致对环境的放射性释放。
【发明内容】
[0003] 本公开内容描述涉及用于处理、储存以及以其它方式管理来自核反应堆的废燃料 棒的系统、设备和方法的技术。在一个总体实施方案中，废核燃料棒罐包含潜水式压力容 器，其包含界定内部空腔的壳体，所述壳体包含的耐腐蚀且导热的材料具有在约7. 0瓦每 米每开尔文以上的热导率；以及搁架，所述搁架被装入在内部空腔内且被配置以支撑一个 或多个废核燃料棒。
[0004] 可与总体实施方案组合的第一方面进一步包含在壳体的顶端处联接到壳体的第 一半球形罩壳。
[0005] 在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，第一半球形罩壳包含界定内部空 腔的顶部部分的辐射状内部表面。
[0006] 可与前述方面中的任一个组合的第三方面进一步包含在壳体的底端处联接到壳 体的第二半球形罩壳。
[0007] 在可与前述方面中的任一个组合的第四方面中，第二半球形罩壳包含界定内部空 腔的底部部分的辐射状内部表面。
[0008] 可与前述方面中的任一个组合的第五方面进一步包含立管，该立管界定在内部空 腔的顶部部分和内部空腔的底部部分之间通过所述立管的流体路径。
[0009] 可与前述方面中的任一个组合的第六方面进一步包含界定在立管和壳体之间的 环形区。
[0010] 可与前述方面中的任一个组合的第七方面进一步包含在内部空腔中定位在立管 和内部空腔的底部部分之间的燃料篮。
[0011] 在可与前述方面中的任一个组合的第八方面中，燃料篮包含废核燃料棒搁架。
[0012] 在可与前述方面中的任一个组合的第九方面中，燃料篮包含与搁架的底部表面相 邻的穿孔支撑板，所述流体路径穿过穿孔支撑板流体地联接到内部空腔的底部部分。
[0013] 可与前述方面中的任一个组合的第十方面进一步包含附接到压力容器的壳体的 热交换器。
[0014] 在可与前述方面中的任一个组合的第十一方面中，热交换器包含至少一个导管， 该至少一个导管被至少部分安置在壳体外部且与内部空腔处于流体联通。
[0015] 在可与前述方面中的任一个组合的第十二方面中，耐腐蚀材料包含高放射性传导 材料。
[0016] 在可与前述方面中的任一个组合的第十三方面中，所述容器不含任何辐射屏蔽材 料。
[0017] 在另一个总体实施方案中，废核燃料棒管理系统包括包含热传递液体的废燃料 池；以及多个废燃料罐，其中所述罐中的每一个包含潜水式压力容器，所述潜水式压力容器 包含界定至少部分用液态冷却剂填充的内部空腔的壳体；搁架，所述搁架被装入在内部空 腔内；以及一个或多个废核燃料棒，所述一个或多个废核燃料棒被支撑在搁架中。
[0018] 在可与所述总体实施方案组合的第一方面中，液态冷却剂包含水。
[0019] 在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，热传递流体包含水或环境空气中 的至少一种。
[0020] 在可与前述方面中的任一个组合的第三方面中，每个罐的热去除速率在约0. 3 MW 和0. 8丽之间。
[0021] 在另一总体实施方案中，一种耗散由废核燃料棒产生的衰变热的方法包括将至少 一个废核燃料棒装载在包含内部腔室的废燃料罐中，所述内部空腔至少部分用流体冷却剂 填充；将废燃料罐浸没在废燃料池中包含的热传递流体中；将衰变热从废核燃料棒传递到 流体冷却剂；以及将衰变热从流体冷却剂传递到废燃料池中的热传递流体。
[0022] 在可与所述一般实施方案组合的第一方面中，从废燃料棒传递出热量的速率至少 与废核燃料棒产生衰变热的速率一样大。
[0023] 可与前述方面中的任一个组合的第二方面进一步包含经由自然循环使流体冷却 剂在废燃料罐的内部空腔内循环。
[0024] 可与前述方面中的任一个组合的第三方面进一步包含使所述废燃料所述罐的外 部表面暴露于环境空气下。
[0025] 可与前述方面中的任一个组合的第四方面进一步包含基于对环境空气的所述暴 露，使流体冷却剂的一部分在废燃料罐中从液体相变到气体；以及至少部分基于在气体和 环境空气之间的热传递使气体在废燃料罐的内部表面上相变回到液态冷凝物。
[0026] 可与前述方面中的任一个组合的第五方面进一步包含使内部表面上的液态冷凝 物的至少一部分循环到在所述罐的底部部分中的流体冷却剂的池。
[0027] 在另一个总体实施方案中，一种管理废燃料棒的方法包含从核反应堆去除第一批 废燃料棒；在第一时间处，将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中，所述第一批废燃料棒以第 一衰变热速率产生衰变热；将废燃料罐浸没在热传递流体中以从第一批废燃料棒去除衰变 热；在一个时间段上使用废燃料罐以大于第一衰变热速率的一个速率从第一批废燃料棒去 除衰变热；在第一时间之后的第二时间处，将第二批废燃料棒安设在废燃料罐中，所述第二 批废燃料棒以大于第一衰变热速率的第二衰变热速率产生衰变热；以及以至少与第一衰变 热速率和第二衰变热速率的总和一样大的速率从第一批废燃料棒和第二批废燃料棒去除 衰变热。
[0028] 在可与总体实施方案组合的第一方面中，将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中包 含直接从核反应堆将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中。
[0029] 可与前述方面中的任一个组合的第二方面进一步包含去除第一批废燃料棒的至 少一部分；以及将所述部分安设在干桶中。
[0030] 在本公开内容中描述的各种实施方案可以不包含以下特征、可以包含以下特征中 的一个、一些或全部。例如，从废核燃料去除衰变热可以通过进入到池中的罐实现而非直接 到池中，由此增加处理废核燃料的容易性且对核裂产物释放提供额外的安全屏障。此外，在 例如由于失去供电的事件导致失去池液体或失去池液体（例如，水）的循环的情况下，从废 核燃料去除衰变热可以通过通向环境空气的罐来实现。衰变热去除速率可以基本上与在正 常操作条件期间针对池实现的衰变热去除速率相似或相同。在一些实施方案中，所期望的 衰变热去除可以在没有任何操作人员动作或没有任何所需电力的情况下实现。
[0031 ] 在附图及以下描述中阐述本说明书中描述的主题的一个或多个实施方案的细节。 所述主题的其它特征、方面和优点将从所述描述、附图和权利要求书中变得明了。
【附图说明】
[0032] 图1是图示用于核反应堆系统的废燃料管理的系统的框图。
[0033] 图2A-2C图示具有一堆或两堆废燃料棒的在正常条件下操作的废燃料罐的实例 实施方案的示意图。
[0034] 图3A-3B图示用于保持废燃料棒的实例搁架的示意图。
[0035] 图4图示在异常条件下操作的废燃料罐的一个实例实施方案的示意图。
[0036] 图5A-5B图示包含外部热交换器且在正常条件下操作的废燃料罐的一个实例实 施方案的示意图。
[0037] 图5C图示包含外部热交换器且在异常条件下操作的废燃料罐的一个实例实施方 案的示意图。
[0038] 图6A-6B图示包含外部热交换器且在正常条件下操作的废燃料罐的另一实例实 施方案的示意图。
[0039] 图6C图示包含外部热交换器且在异常条件下操作的废燃料罐的另一实例实施方 案的示意图。
[0040] 图7是图示耗散由废燃料棒产生的衰变热的一个实例方法的流程图。
[0041] 图8是图示管理来自核反应堆系统的废燃料棒的一个实例方法的流程图。
【具体实施方式】
[0042] 图1是图示管理来自核反应堆电力系统150中的一个或多个核反应堆152的废燃 料104的技术的框图。所述技术包括从核反应堆152去除废核燃料棒104且将废燃料棒 104传送到废燃料管理系统154,所述废燃料管理系统促进对由废燃料棒104产生的残余衰 变热的去除。废燃料管理系统154包含浸没在用流体158填充的废燃料池156中的多个废 燃料罐100。流体158提供用于接收且耗散来自废燃料棒104的衰变热的热沉。如下文详 细描述，罐100可以被配置以在正常条件和异常紧急条件下都无源地操作，例如，在没有操 作人员干预或监督的情况下。在一些实例中，罐100为废燃料棒104提供长期衰变热去除 解决方案。例如，罐100能够实现在各种正常和异常操作条件下基本上恒定的热去除速率 (例如，约0. 3丽、0. 4丽或0. 8丽的热去除速率）。图1中的核反应堆152和罐100的 数目不表示任何具体实施方案，且仅出于说明性目的而描绘。
[0043] 关于核反应堆152,反应堆堆芯20定位在圆柱形或胶囊形反应堆容器70的底部 部分处。反应堆堆芯20包含一些核燃料棒（例如，产生受控核反应的裂变材料）和任选地 一个或多个控制棒（未图示）。在一些实施方案中，核反应堆152被设计具有无源操作系 统，所述无源操作系统使用物理定律以确保在正常操作期间