CN101040349A - 核燃料的存储 - Google Patents

核燃料的存储 Download PDF

Info

Publication number
CN101040349A
CN101040349A CNA2005800345256A CN200580034525A CN101040349A CN 101040349 A CN101040349 A CN 101040349A CN A2005800345256 A CNA2005800345256 A CN A2005800345256A CN 200580034525 A CN200580034525 A CN 200580034525A CN 101040349 A CN101040349 A CN 101040349A
Authority
CN
China
Prior art keywords
shell
container
nuclear fuel
cooling
fuel storage
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CNA2005800345256A
Other languages
English (en)
Inventor
威廉·弗朗茨·富尔斯
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Original Assignee
Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd filed Critical Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Publication of CN101040349A publication Critical patent/CN101040349A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种核燃料存储装置(10),其包括容器(12)和至少一个管状元件(22),该管状元件(22)贯穿所述容器(12)并且其相对端在定距离间隔的位置处打开到所述容器(12)的外面,以便确定内部的冷却剂流动路径,从而使燃料接收腔室(24)限定在所述至少一个管状元件(22)的外表面和所述容器(12)的内表面之间。所述燃料接收容器(24)的结构是这样构造的,致使容纳在该燃料接收容器(24)中的燃料的装填密度和几何条件从而将燃料保持亚临界状态。所述存储装置(10)还包括至少一个通向所述燃料接收腔室(24)的装料通道(26),通过此通道要被存储的燃料被引入到所述燃料接收腔室(24)中。

Description

核燃料的存储
技术领域
本发明涉及核燃料的存储。尤其涉及核燃料的存储装置。
背景技术
在存储核燃料时,尤其在将所述核燃料最终处理前,以下述的方式存储燃料是必要的,即确保存储的燃料保持亚临界状态、衰变热被排除、放射性材料的安全壳被维护,并确保对人及环境具有充分的辐射防护。
当前,发明人意识到废旧核燃料的干燥存储包括在可移动容器中存储燃料,该可移动容器足够小以确保存储在其中的燃料的容积或质量太小而不会变成临界的。此外,多个这些相对小的容器可容纳在贮藏室,并且可选择容器空间以确保亚临界状态。
热量排除由所述贮藏室内的主动制冷系统执行。所述容器也可以由被动装置制冷。在这样的情况下,所述容器由非常厚的材料制成以便执行辐射屏蔽。
这种装置是昂贵的,尤其(inter alia)由于与大量的容器以及所需的综合处理设备有关的成本。
然而,自然地,为了将成本降到最少,所述每个存储容器容纳尽可能多的燃料,从而将需要的存储容器的数量减到最少是所希望的。
其他现有技术的存储装置包括,在容器中的多个以定距离间隔设置的离散的存储容积或隔间,所述燃料可容纳在所述存储容积或隔间内。尽管存储在所述容器中的燃料的总质量足以达到临界状态,但是在各个所述隔间中,燃料的质量太小而不能达到临界状态。另外,在所述隔间之间设置所述容器的材料的屏蔽,以便确保亚临界状态。
制造这些容器是昂贵的。另外,为了装载将被存储在离散隔间中的燃料,需要复杂、昂贵的装载设备。在所述隔间被装满后,它们需要被密封以避免辐射冲流。
发明内容
本发明的目的是提供一种发明人认为将至少减轻所述这些问题的装置。
根据本发明,提供一种核燃料存储装置,该装置包括:
容器;
至少一个管状元件,该管状元件贯穿所述容器并且该管状元件的相对端在定距离间隔的位置处打开到所述容器的外面,以限定内部的冷却剂流动路径,从而使燃料接收腔室限定在该至少一个管状元件的外表面和所述容器的内表面之间,所述燃料接收容器的结构是这样构造的,致使该燃料接收容器中接收的燃料的装填密度和几何条件确保亚临界状态;以及
至少一个通向所述燃料接收腔室的装料通道,通过此通道要被存储的燃料被引入到所述燃料接收腔室中。
在这里,即使容纳在所述燃料接收腔室中的燃料的质量充分大于达到临界质量所需的质量,所述燃料接收腔室的结构也能够确保燃料的亚临界状态,从而允许燃料的相对大的质量存储在相对小的容积中。
发明人认为本发明尤其,但绝非专门地适合于以球形燃料元件的方式使用。通过使用具有大容积的单独的燃料接收腔室的存储装置,所述腔室能够装载大量燃料而不需要昂贵的或复杂的装料设备。进一步,内部冷却剂流动路径的设置允许该冷却剂流过所述容器,从而改进衰变热的排除。
所述容器包括通过侧壁连接在一起的顶部和底部,至少一个管状元件在所述顶部和底部之间延伸,并打开到所述顶部和底部的外面。
优选地,所述存储装置包括多个以定距离间隔设置的管状元件,该管状元件在所述容器的顶部和底部之间延伸,并打开到所述容器的顶部和底部的外面。
要考虑将要存储的燃料的任何燃耗信誉(burn-up credit)来选择所述容器的容积和所述管状元件的容积、数量和布置方式,以确保存储在所述燃料接收腔室中的装填密度和几何条件是这样的,即燃料保持亚临界状态,并且确保实现充分的热量排除。
所述存储装置包括冷却系统,所述冷却系统具有用作闭环主动冷却系统的初级操作模式和用作开环被动冷却系统的次级操作模式。
当处于其初级操作模式时,所述冷却系统可利用处理过的空气,例如,具有典型的小于10%的低相对湿度的空气,作为冷却剂。这具有腐蚀的危险被减小的优点,允许所述存储装置的部件、尤其是所述容器可以由具有成本节约效果的相对便宜的材料制成。
所述核燃料存储装置包括将所述容器容纳在其中的中空的外壳,该外壳具有顶部、底部以及在顶部和底部之间延伸的侧壁。分隔物可设置在所述外壳中以将该外壳分成外部和所述容器位于其中的内部,所述外部和内部以流动连通的方式连接。
所述冷却系统包括冷却及空调装置,该装置具有以流动连通的方式与所述外壳的内部连接的进口,用于接收来自所述壳体的内部的热的冷却剂,并具有与所述外壳的外部流动连通的出口,以便将冷却的、经过调湿的冷却剂送入所述外壳的外部。
所述冷却及空调装置可包括至少一个热交换器,典型地为空气/冷却剂热交换器,用于冷却来自所述外壳的冷却剂。
在本发明的优选实施例中,所述分隔物从外壳的顶部向下延伸至离开所述外壳的底部的位置,致使该外壳的外部和内部的下端在所述分隔物的下边缘周围以流动连通的方式相连接。所述分隔物从所述容器的外表面向外留有间隔,并从所述外壳的侧壁的内表面向内留有间隔,从而在所述外壳和分隔物之间、以及在所述分隔物和容器的外表面之间形成冷却剂流动路径。
所述冷却及空调装置的进口可连接于穿过所述外壳的顶部通向该外壳内部的外壳出口,并且所述冷却及空调装置的出口可连接于穿过所述外壳的顶部延伸至该外壳外部的外壳进口。
所述冷却系统可包括通风装置,在初级操作模式中,即当冷却及空调装置完全发挥作用时,该通风装置关闭,在冷却系统的次级或被动操作模式中,该通风装置打开,从而使所述外壳的内部与大气以流动连通的方式连接。在本发明的优选实施例中,所述通风装置包括至少一个通向外壳外部的进气通风口和至少一个通向外壳内部的顶部的排气通风口。因此,在使用中,当冷却系统处于其被动模式时,由于存储在所述容器内的燃料产生的衰变热,致使容纳在外壳内部的空气被加热。在所述容器内部的热空气上升,并通过所述排气通风口从外壳中排出。所述热空气被来自外壳外部的冷空气替换,该冷空气又被通过进气通风口从大气中抽吸的新鲜空气替换。这样,自然循环确保冷空气在所述容器上方并通过该容器中的通道稳定地流动。
所述外壳包括在与顶部和底部留有间隔的位置处的肩部,所述容器利用其在所述肩部上方突出的部分被支撑在所述肩部上,所述容器的其余部分位于所述肩部的下方。
所述分隔物的至少一部分可由作为辐射屏蔽的材料制成,例如铅或混凝土。如果需要,横向的辐射屏蔽可设置在所述容器上方的外壳的内部,所述横向的辐射屏蔽具有至少一个流通孔道,冷却剂可通过所述流通孔道并通过其延伸。
通过借助所述外壳在所述容器外侧设置辐射屏蔽,所述容器可以是比现有技术的容器轻的具有充分的成本节约效果的薄壁结构。所述薄壁结构的另一个优点是,穿过所述容器的壁从容纳在燃料接收腔室中的燃料到冷却剂的传热被增强。
附图说明
现在,将参照附图,通过实例描述本发明。
在附图中:
图1为显示根据本发明的核燃料存储装置的俯视的剖面图;以及
图2为显示沿图1中II-II线剖切的横剖面视图。
具体实施方式
在附图中,附图标记10通常表示根据本发明的核燃料存储装置。所述装置10包括容纳在外壳14内的容器12。
所述容器12是伸长的,其具有盘形的顶部16、盘形的底部18和连接于所述顶部与底部并在其间延伸的圆柱形的侧壁20。
多个管状元件22连接于所述顶部16和底部18,并在顶部16和底部18的外部打开。正如在附图的图2中所见,六个管状元件22周向等间隔设置的。然而,根据预期的应用,更多或更少的元件22可设置在可选位置及具有不同的直径。
燃料接收腔室24限定在管状元件22的外表面和所述容器12的内表面之间。
所述装置10进一步包括至少一个装料通道,在实施例中该通道是以管道26的形式显示,通过该通道将要存储的燃料引入所述燃料接收腔室24。然而,应该意识到,所述装料通道可采用任何适合的形式。
所述外壳14包括正方形顶部28、正方形底部30和在顶部28与底部30之间延伸的侧壁32。如下文更加详细的描述,环形肩部34从所述顶部28和底部30中间的侧壁32向内突出,并形成用于所述容器12的支撑。
通常由附图标记36表示的圆柱形的分隔物连接于所述顶部28,并从该顶部28向下延伸至在所述底部30之上一定距离的位置,从而将所述外壳14分成垂直延伸的外部38和同心的内部40。所述容器12设置在外壳14的内部40中,并在所述容器12的外表面和所述分隔物36之间设置径向间隙,从而在容器12和分隔物36之间限定一环形流动路径42。
多个周向间隔设置的、径向突出的支撑部件44在临近顶部16的位置处连接于侧壁20并从该处径向向外突出。支撑部件44支撑在所述肩部34上。
所述核燃料存储装置10包括通常由附图标记46表示的冷却系统。该冷却系统具有初级操作模式,在该模式下其用作闭环主动冷却系统,并具有次级操作模式,在该模式下其用作被动冷却系统。
尤其,所述冷却系统46包括固定在所述外壳14的顶部上的冷却及空调装置48。该冷却及空调装置48具有与热出口50流动连通的冷却剂进口,所述热出口50从所述外壳14的内部40穿过顶部28延伸。所述冷却及空调装置48还包括多个出口,每个所述出口都连接于进口52,所述出口中的两个被显示穿过顶部28延伸进入所述外壳14的外部38。冷却及空调装置48利用热交换器,典型地利用气冷式热交换器冷却来自外壳14的冷却剂。因此,冷却及空调装置48典型地包括空气进口和空气出口,所述空气进口和空气出口朝大气开放,以允许将冷空气从大气抽吸到冷却及空调装置48中,并将热空气从其中排出,例如通过排气管道54。
所述冷却及空调装置48进一步包括通风装置,在冷却系统的初级操作模式下,即当该冷却及空调装置48操作为冷却并循环冷却剂时,所述冷却及空调装置48被关闭,在冷却系统的次级操作模式下,所述冷却及空调装置48如下文详细描述的一样被打开。所述通风装置包括通风口56。
为了允许访问至少外壳14上部的内部,即肩部34的上方,分隔物36可以作为辐射屏蔽。进一步,如果需要,横向的辐射屏蔽58可设置在容器12上方的外壳14的内部40中,防止辐射冲流穿过出口50。多个周向间隔的流通孔道60穿过横向的辐射屏蔽58延伸。
罐卸载设备62穿过所述外壳14的底部30从所述容器12的底部延伸。
在使用中,多个核燃料元件64,典型地例如在卵石层核反应堆中使用的球形燃料元件,通过管道26被引入到燃料接收腔室24。在冷却系统46的初级操作模式中,通风口56关闭,冷却剂的循环,典型为处理过的空气,例如通过一个或多个容置在所述冷却及空调装置48内的电力驱动的送风机迫使循环。因此,所述冷却剂离开冷却及空调装置48,通过进口52进入外壳14的外部38。所述冷却剂在所述分隔物36和所述外壳14的侧壁32之间在箭头66的方向上向下移动。当所述冷却剂到达外部38的底部时,其在所述分隔物36的下边缘流过入外壳14的内部40。然后,所述冷却剂通过由管状元件22限定的流动路径67向上流动,并在容器12的外表面和分隔物36的内表面之间向上流动。接着,作为由容纳在所述容器12内的燃料散发出的衰变热的结果,所述冷却剂被加热。该加热的冷却剂流过出口50进入所述冷却及空调装置48,在该冷却及空调装置48中冷却剂被冷却,并以闭环方式使其返回到外壳的外部。
然而,如果因为任何原因,主动冷却丧失,例如,如果所述冷却及空调装置48失效或如果所述送风机失效,则冷却系统自动地进入次级操作模式,在该模式下,所述冷却系统用作被动冷却系统。在该操作模式下,通风口56打开,从而通过出口50和进口52将内部40和外部38分别与大气流动连通。由于由容纳在所述容器12内的燃料产生的衰变热,致使在内部40中的空气被加热并上升,且通过出口50离开外壳14的内部排放到大气中。所述空气被从外部38抽吸的冷空气替换,该冷空气又被通过进口52从大气中抽吸进入到外壳14中的新鲜空气替换。在这种方式下,由于流动路径42和67的烟囱效应,致使自然循环被设置,其使得容器12及容纳在其中的燃料被无限期地冷却。
通过利用冷却及空调装置48,冷却剂气体可被处理,例如,通过减小其含水量,以便限制容器12的腐蚀。结果,所述容器12可由薄壁碳钢制成,从而显著地降低容器12的成本。然而,应该意识到,当处于冷却系统的被动操作模式时,不处理从大气抽吸的空气,尽管从冷却的观点出发,被动冷却能够被无限地维持。为了限制所述容器12的腐蚀,主动冷却可尽可能快的恢复是所期望的。
应该意识到,废弃燃料存储系统可包含数个核燃料存储装置10,以便满足所需的存储能力。于是,典型地,每个存储装置独立于另一个存储装置运行。应该意识到,核反应堆运作的时间越长,产生的废弃燃料越多,所需的存储容积越大。如果所述存储装置不包含燃料元件,则减少所述装置的设备数量并在要求各装置接收燃料元件之前完成安装是可能的。因此,可降低初始资本成本。进一步,当所述废弃燃料在容器12内衰变时,总的热负荷下降。在某些点处,降低冷却及空调装置48的冷却容量是可能的,从而降低所述存储装置的总生产成本。
发明人认为与本发明有关的优点包括依靠燃料的几何条件和装填密度的事实,大量的燃料可被容纳在容器中,而无须使用特殊的中子吸收剂来达到亚临界状态。这样,所述存储装置起着热量排除和达到亚临界状态的双重作用。
考虑到足够的辐射屏蔽设置在容器外侧的事实,对所述容器而言,用作为辐射屏蔽的材料来构造是不必要的。因此,容器的设计必须是这样的,即使该容器能够承受其遭受的相对低的结构负荷。另外,由于冷却及空调装置能够减小冷却剂空气的含水量的事实,故基本减小了对所述容器材料的腐蚀的危险。因此,所述容器可由基本降低了与存储装置的制造有关的成本的相对薄的碳钢制成。此外,在主动和被动操作模式下,冷却空气流过同样的流动路径,这极大地简化了存储装置的结构并因此节省了与之有关的成本。
另外,考虑到所述容器包含单独的相对大的燃料接收腔室的优点,给所述存储容器的装料被极大地简化。尤其是,当燃料以球形元件的形式被存储时,该燃料将自动地在燃料接收腔室中散布。
所述冷却系统是固有安全的,因为事实是如果主动冷却丧失,其自动地转换到能够无限维持的被动模式。可改变存储装置结构以适合特定的存储和热负荷需要。从而最小化该装置的安装及运行成本。进一步,通过使用大的容器,不但减少了确定单个的燃料接收腔室的容器的数量,而且排除了对综合处理、装载和卸载设备的需要。

Claims (17)

1、一种核燃料存储装置,其包括:
容器;
至少一个管状元件,该管状元件贯穿所述容器并且其相对端在定距离间隔的位置处打开到所述容器的外面,以便限定内部的冷却剂流动路径,从而使燃料接收腔室限定在所述至少一个管状元件的外表面和所述容器的内表面之间,所述燃料接收腔室的结构是这样构造的,以致容纳在该燃料接收腔室中的燃料的装填密度和几何条件可使燃料保持亚临界状态;以及
至少一个通向所述燃料接收腔室的装料通道,通过此通道要被存储的燃料被引入到所述燃料接收腔室中。
2、按照权利要求1中所述核燃料存储装置,其特征在于,所述容器包括通过侧壁连接在一起的顶部和底部,所述至少一个管状元件在该顶部和底部之间延伸,并打开到该顶部和底部的外面。
3、按照权利要求2中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述存储装置包括多个以定距离间隔设置的管状元件,该管状元件在所述容器的顶部和底部之间延伸,并打开到所述容器的顶部和底部的外面。
4、按照前述权利要求任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述存储装置包括冷却系统,该冷却系统具有用作闭环主动冷却系统的初级操作模式和用作开环被动冷却系统的次级操作模式。
5、按照权利要求4中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述冷却系统在其初级操作模式时,利用低湿度的空气作为冷却剂。
6、按照权利要求4或5中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述存储装置包括将所述容器容纳在其中的中空的外壳,该外壳具有顶部、底部和在该顶部和底部之间延伸的侧壁,分隔物设置在所述外壳中以将该外壳分成外部和所述容器位于其中的内部,所述外部和内部以流动连通的方式连接。
7、按照权利要求6中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述冷却系统包括冷却及空调装置,该冷却及空调装置具有以流动连通的方式与所述外壳的内部连接的进口,用于接收来自所述外壳的内部的热冷却剂,并具有与所述外壳的外部流动连通的出口,以便将冷却的、经过调湿的冷却剂送入所述外壳的外部中。
8、按照权利要求7中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述分隔物从所述外壳的顶部向下延伸至离开所述外壳的底部的位置,致使该外壳的外部和内部的下端在所述分隔物的下边缘周围以流动连通的方式连接。
9、按照权利要求8中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述分隔物从所述容器的外表面向外留有间隔,并且从所述外壳的侧壁的内表面向内留有间隔,这样致使在所述外壳和所述分隔物之间、以及在所述分隔物和所述容器的外表面之间限定冷却剂流动路径。
10、按照权利要求7至9任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述冷却及空调装置的进口连接于穿过所述外壳的顶部通向该外壳内部的外壳出口,并且所述冷却及空调装置的出口连接于穿过所述外壳的顶部延伸至该外壳外部的外壳进口。
11、按照权利要求7至10任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述冷却系统包括通风装置,在初级操作模式中,即当冷却及空调装置完全发挥作用时,该通风装置关闭,在冷却系统的次级或被动操作模式中,该通风装置打开,从而使所述外壳的内部与大气以流动连通的方式连接。
12、按照权利要求11中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述通风装置包括至少一个通向外壳的外部的进气通风口和至少一个通向外壳的内部的顶部的排气通风口,这样致使在处于次级或被动操作模式时,被衰变热加热的空气能够通过所述至少一个排气通风口从所述存储装置中排出,并通过自然循环由抽吸进入所述外壳的外部的冷空气所替换,所述冷空气通过所述至少一个进气通风口进入所述外壳的内部,在该至少一个进气通风口处所述冷空气在所述容器上方并穿过该容器,以便在通过至少一个排气通风口将其排出之前吸收衰变热。
13、按照权利要求7至12任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述冷却剂冷却及空调装置包括至少一个空气/冷却剂热交换器,用于冷却来自外壳的冷却剂。
14、按照权利要求6至13任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述外壳包括在与顶部和底部留有间隔的位置处的肩部,所述容器利用其在所述肩部上方突出的部分被支撑在所述肩部上,所述容器的其余部分位于所述肩部的下方。
15、按照权利要求6至14任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述分隔物的至少一部分由作为辐射屏蔽的材料制成。
16、按照权利要求6至15任一项中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述存储装置包括设置在所述容器上方的外壳的内部中的横向的辐射屏蔽,该横向的辐射屏蔽具有至少一个流通孔道,冷却剂可通过所述流通孔道并通过其延伸。
17、按照权利要求4中所述的核燃料存储装置,其特征在于,所述燃料接收腔室和内部冷却剂流动路径之间的传热路径在初级和次级操作模式中是相同的。
CNA2005800345256A 2004-09-15 2005-09-08 核燃料的存储 Pending CN101040349A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ZA200407408 2004-09-15
ZA2004/7408 2004-09-15

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN101040349A true CN101040349A (zh) 2007-09-19

Family

ID=35365748

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CNA2005800345256A Pending CN101040349A (zh) 2004-09-15 2005-09-08 核燃料的存储

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20080095295A1 (zh)
EP (1) EP1794761B1 (zh)
JP (1) JP4663728B2 (zh)
KR (1) KR101238924B1 (zh)
CN (1) CN101040349A (zh)
CA (1) CA2580378C (zh)
WO (1) WO2006030350A1 (zh)
ZA (1) ZA200702546B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102473468A (zh) * 2009-07-17 2012-05-23 原子能及能源替代委员会 热室内部观察仪器、配有该仪器的热室及仪器维护方法
CN104299656A (zh) * 2013-07-18 2015-01-21 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 核电站设备冷却用余热消除系统

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5456304B2 (ja) * 2008-12-16 2014-03-26 一般財団法人電力中央研究所 コンクリートキャスクの除熱装置およびコンクリートキャスク
WO2011040989A1 (en) * 2009-04-09 2011-04-07 The Regents Of The University Of California Annular core liquid-salt cooled reactor with multiple fuel and blanket zones
US11887744B2 (en) 2011-08-12 2024-01-30 Holtec International Container for radioactive waste
US11373774B2 (en) * 2010-08-12 2022-06-28 Holtec International Ventilated transfer cask
WO2013158914A1 (en) * 2012-04-18 2013-10-24 Holtec International, Inc. Storing and/or transferring high level radioactive waste
DE102010035955A1 (de) 2010-08-31 2012-03-01 Westinghouse Electric Germany Gmbh Brennelementlagerbecken mit Kühlsystem
WO2012167256A2 (en) * 2011-06-03 2012-12-06 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
CN103377738A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种液体淹没式乏燃料贮存系统
US9911516B2 (en) * 2012-12-26 2018-03-06 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Cooling systems for spent nuclear fuel, casks including the cooling systems, and methods for cooling spent nuclear fuel
JP6241869B2 (ja) * 2013-07-31 2017-12-06 一般財団法人電力中央研究所 コンクリートキャスクの除熱装置およびコンクリートキャスク
KR101946633B1 (ko) * 2016-10-19 2019-02-11 한국원자력연구원 연료봉 보관캔 장전용 지그
CN109616235B (zh) * 2018-12-29 2020-05-05 清华大学 一种卸料暂存装置
CN115295195A (zh) 2022-08-15 2022-11-04 清华大学 高温气冷堆抽吸装置

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3111586A (en) 1961-08-25 1963-11-19 Baldwin Lima Hamilton Corp Air-cooled shipping container for nuclear fuel elements
FR2181540B1 (zh) * 1972-04-27 1974-12-20 Commissariat Energie Atomique
US4521372A (en) * 1981-08-26 1985-06-04 Nuclear Monitoring Systems & Management Corporation Apparatus and method for monitoring stored material
DE3207312A1 (de) * 1982-03-01 1983-09-08 Bernhard Dipl.-Ing. 4300 Essen Leidinger Geschlossenes behaeltnis zur aufnahme radioaktiver stoffe
DE3301735C2 (de) * 1983-01-20 1986-04-10 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Übergangslager für hochradioaktiven Abfall
DE3726637A1 (de) * 1987-08-11 1989-02-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlte kernreaktoranlage niedriger leistung und verfahren zum be- und entladen der betriebselemente einer derartigen kernreaktoranlage
FR2721430B1 (fr) * 1994-06-17 1996-09-13 Cogema Dispositif et procédé de stockage à sac de matériaux dégageant de la chaleur.
JPH10153695A (ja) * 1996-11-21 1998-06-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 放射性固体廃棄物の貯蔵構造
JPH10177089A (ja) * 1996-12-19 1998-06-30 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 溶融物収納容器
GB9815421D0 (en) * 1998-07-16 1998-09-16 British Nuclear Fuels Plc Fuel containment apparatus
JP4119731B2 (ja) * 2001-11-09 2008-07-16 三菱重工業株式会社 放射性物質格納容器
JP2004233055A (ja) * 2003-01-28 2004-08-19 Kajima Corp コンクリートキャスクの蓋構造

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102473468A (zh) * 2009-07-17 2012-05-23 原子能及能源替代委员会 热室内部观察仪器、配有该仪器的热室及仪器维护方法
CN102473468B (zh) * 2009-07-17 2015-01-14 原子能及能源替代委员会 热室内部观察仪器、配有该仪器的热室及仪器维护方法
US9543050B2 (en) 2009-07-17 2017-01-10 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Imaging apparatus and method for monitoring radiation within a closed structure
CN104299656A (zh) * 2013-07-18 2015-01-21 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 核电站设备冷却用余热消除系统

Also Published As

Publication number Publication date
CA2580378C (en) 2013-01-22
CA2580378A1 (en) 2006-03-23
US20080095295A1 (en) 2008-04-24
JP4663728B2 (ja) 2011-04-06
JP2008513765A (ja) 2008-05-01
EP1794761B1 (en) 2013-02-27
KR20070055595A (ko) 2007-05-30
WO2006030350A1 (en) 2006-03-23
KR101238924B1 (ko) 2013-03-06
ZA200702546B (en) 2008-06-25
EP1794761A1 (en) 2007-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101040349A (zh) 核燃料的存储
US10892063B2 (en) System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste
US10332642B2 (en) Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same
US9208914B2 (en) System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials
US4299659A (en) Apparatus for storing self-heating radioactive materials
CN1917096A (zh) 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备
JPH0318792A (ja) 受動形冷却装置
US3212986A (en) Three tank separate superheat reactor
KR20220079865A (ko) 액체 금속 합금 연료 및/또는 감속체를 갖는 핵 반응기
JPH06294891A (ja) 使用済燃料の貯蔵施設
JP2005291796A (ja) 放射性物質乾式貯蔵施設および方法
JP6728971B2 (ja) 放射性廃棄物貯蔵設備
CN115265258A (zh) 一种用于存放放射性物质产品杯的双层贮存井装置
US20220254525A1 (en) Use of endothermic materials in ice condenser containments
CN213583135U (zh) 小型反应堆安全壳系统
JP2941939B2 (ja) 使用済燃料の貯蔵方法及び貯蔵用容器
JP2599151Y2 (ja) 放射性物質の貯蔵装置
CN114765077A (zh) 缓解安全壳超压风险的装置和安全壳
JPH0749391A (ja) 原子炉
Kokaji et al. Design of high performance spent fuel shipping cask
CN117501383A (zh) 用于核废料存储的通风桶
JP2001228279A (ja) 分割型サプレッションチェンバ及び原子炉格納施設
JPH07134199A (ja) 放射能汚染物収納体用貯蔵庫
JPH05107393A (ja) サイロ式コンクリート・キヤスク使用済燃料貯蔵システム
JPH0590399U (ja) 放射性物質の貯蔵装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C02 Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001)
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Open date: 20070919