CN104221092B - 用于存储和运输乏燃料的系统 - Google Patents

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Abstract

混凝土存储模块(26)适于可滑动地将圆柱形罐组件(12)接纳在其中。散热片(62)和管状热屏蔽件(96)布置在模块内,以帮助将存储在罐中的核燃料组件放出的热耗散到流经模块的空气中。罐组件(12)由篮状组件(70)构成,篮状组件由以十字交叉或蛋包装盒状的结构布置的多层结构板构造成。单个端口工具(106)被设置用于从罐(12)排水并用补充气体替代排出的水。单个端口工具被安装在罐的盖(100)中并与罐内部流体流连通。

Description

用于存储和运输乏燃料的系统
相关申请的交叉引用
本申请要求2012年1月19日提交的美国临时申请第61/588550号的权益,其全部公开内容通过引用明确地合并于此。
背景技术
核电站的部分操作是移出和清除辐射的核燃料组件。最早的反应堆最初被建造为能将被辐射燃料组件在存储池中存储三至五年。来自存储池的被辐射燃料组件能被再处理或被输送以进行长期存储。但是,由于在被辐射燃料的再处理有关的联邦政策方面的不确定性以及在建立永久的被辐射燃料废物存放地的方面也存在的不确定性,现场被辐射燃料存储设施在用于存储这些被辐射燃料组件的能力方面已经存在压力。为了防止由于存储池过多而被迫关闭核电站,多个短期的存储被辐射燃料的构思已经被发展和/或采用。
正在使用的一个这种短期构思是干存储被辐射燃料。尽管如此,在联邦法律1998年开始要求将被辐射燃料移出到更加永久的地质存储位置的情况下,在美国被辐射燃料干存储的早期发展预期这将是短期措施。由于显然这不会发生并且暂时干存储将是大量和长期工作,因此对干存储系统的要求存在以下变化。
由于最初存贮的低燃耗、在池中长期冷却的被辐射燃料被转移到干存储装置中,并且由于核电站提高了其燃料的浓缩度和燃耗,因此存储剩余衰变热非常大的燃料的需要已经增长。燃料在放射性元素衰变时发出热,并且因此存储系统必须能够保持燃料包壳的温度足够低,使其在干存储期间不会劣化,并且不使用诸如风扇的有源冷却器。早期的系统发展为具有每个系统约24kW的衰变热容量;现在需要超过40kW。
已经研制出用安全的罐运输和存储被辐射燃料的各种结构。一类罐使用晶格结构来形成隔室,以将燃料布置在运输和存储罐中。晶格结构是由互连的横向板构成的“蛋箱”设计。但是现有的篮状蛋箱设计使用非常昂贵的材料。这些材料包括,例如,含硼不锈钢、金属基体复合材料和富含硼铝的挤出型材。因此,存在用低成本且更常见的材料构造运输和存储罐的需要。
研制出了一种用于水平的模块化的干的被辐射燃料的存储的系统,如美国专利No.4,780,269中所描述的,其全部内容通过引用明确地合并于此。但是,该系统需要改进。在此描述的本发明的实施例用于满足这种和其它需要。
发明内容
本发明内容部分引入了在以下的具体实施方式部分进一步描述的简化形式的构思的一个选择。本发明内容并非意在确定所要求的主题的关键特征,也并非意在用于帮助确定所要求的主题的范围。
在此公开的用于运输和存储乏燃料的系统通过有效地利用高强度钢来构造存储罐,从而使得传导材料(铝或铜)的空间更大来改进存储期间的内部热传递。通过向罐的外侧圆柱形表面机械地应用散热片或通过在罐和混凝土存储模块之间使用高效和有效的热屏蔽件(包括与常规热屏蔽件相比增加用于从热屏蔽件对流散热的表面积的设计),提高燃料存储罐外侧的排热。
本发明采用以新颖的方式使用的低成本材料来构造“蛋架”型的用于被辐射燃料的运输和存储的罐。蛋架结构的板采用包围铝和金属基体中子吸收材料薄片的低合金高强度钢板,形成功能梯度结构,其中,钢提供结构稳定性,铝导热,并且中子吸收体防止中子链式反应。
根据本发明的其它方面,一种用于运输和存储核燃料组件的罐包括能够接纳到罐壳体中的篮状组件。篮状组件包括沿第一方向以相互平行间隔开的关系布置的多个互锁的结构板和沿与第一方向呈横向的第二方向布置的多个结构板。结构板包括沿板形成的横向槽,使得沿第一方向布置的结构板的槽与沿第二横向方向布置的结构板的槽接合。结构板由多个单独的层构成,包括由结构材料构成的外层、由导热材料构成的至少一个内层和由中子吸收材料构成的至少一个内层。
根据本发明的其它方面,结构板的外层形成为包围结构板的内层。对此,外层的边沿在内层的边缘上延伸并互相接合。
在本发明的另一方面,长条形的锁定键沿相邻结构板的相邻边缘部分延伸并与相邻结构板的相邻边缘部分接合,以将相邻边缘部分锁定在一起并将相邻边缘部分一起对齐。对此,凹槽沿结构板的边缘部分形成。这些凹槽的尺寸形成为紧密地将锁定键接纳在其中。此外,孔形成在结构板中,其中,锁定键穿过相对于锁定键的长度呈横向延伸的结构板的孔。
根据本发明的另一方面,过渡轨道在篮状组件的外周处沿罐的纵向延伸以使结构板互连。过渡轨道在相对于过渡轨道的长度呈横向的方向上的外曲率与罐的圆周相对应。此外,过渡轨道是至少部分中空的以以将加强结构接纳在其中,从而提高过渡轨道的结构完整性和刚性。
根据本发明的另一方面,用于容纳存储罐中的核燃料组件的存储模块包括混凝土下壁、侧壁和上壁。模块被配置为使得空气流通过自然对流流经模块以耗散从核燃料组件放出的热。至少一个热传递结构布置在模块中并且安置为将热从罐传递到流经模块的空气。此外,至少一个热屏蔽件布置在模块中,以屏蔽模块的内部使其不受从核燃料组件放出的热影响。
根据本发明的另一方面,模块的混凝土下壁、上壁和侧壁由混凝土和用于加强混凝土的金属纤维的混合物构成。
根据本发明的另一方面,热传递结构包括布置在模块内用于将热从罐传递到流经模块的空气的散热片。一旦罐被安置在模块中,散热片就放置成与罐接触。
根据本发明的另一方面,热屏蔽结构和/或热传递结构包括屏障件,该屏障件沿模块的侧壁、上壁和下壁中的一个或多个延伸。这种屏障件与模块壁间隔开,以在屏障件和模块壁之间提供空气流动界面。热屏障结构是从由板结构、波纹壁结构和管状壁结构组成的组中选择的结构。
根据本发明的另一方面,提供用于罐的单个端口工具,以用于与罐内部流体流连通,从而从罐排水并用补充气体替代排出的水。单个端口工具包括形成在罐中的单个开口和可插入开口内的屏蔽塞。单个端口工具与罐的内部流体流连通,并且具有:贯穿其的第一通道,以便接纳用于将水从罐排出的排出管;和贯穿其的第二开口,以用于接纳补充气体并将此补充气体引导到罐内部。
在本发明的另一方面,罐具有外壳和盖,并且单个端口形成在罐的盖中,以用于接纳单个端口工具。
附图说明
通过参照结合附图做出的以下详细描述,本发明的以上方面和许多伴随的优点将变得更加容易理解,在附图中:
图1-4是之前设计的水平的模块化的干的被辐射燃料存储系统的各个视图;
图5是根据本发明的水平的干存储模块的等距视图;
图6是与图5类似的视图,但模块外部的一些部分被移除,以便模块的内部结构可见;
图7是并排放置的一组存储模块的另一视图,近景处的模块示出了一些部分被移除,以便模块的内部可见;
图8A是在干存储模块中使用的热传递散热片的放大局部视图;
图8B是与图8A类似的视图,示出了在干存储模块中使用的另一热传递散热片;
图9是顶部被移除的干存储模块的等距视图;
图10是与图9类似的视图,但具有热屏蔽结构,如被安装在干存储模块内;
图11是存储罐组件的篮状部分的等距视图,去除了一些部分以示出篮状部分的内部构造;
图12是用于形成图11所示的篮状部分的板的放大图;
图12A是放大局部图,示出如何通过使板的内薄层的边缘偏离板的外薄层从而将相邻的板结合在一起来将组成篮状部分的板选择性地相互结合在一起;
图13是用于形成篮状部分的板的放大局部图;
图14是图13所示的板的放大局部图,并且在其中形成有横穿孔;
图15是与图14类似的视图,但具有不同的横穿孔配置;
图16是图13所示的板的替代性视图,示出了外层互相重叠的方式;
图17是与图16类似的视图,示出了外层在对接头处接合在一起的板的另一替代性视图;
图18是篮状板的放大局部视图,示出了板层能紧固到一起的一种方式;
图19A是沿篮状组件的外周安置的过渡轨道结构的放大局部视图;
图19B是另一过渡轨道组件的放大局部视图;
图20是其中布置有篮状组件70的罐组件的视图;
图21公开了用于罐组件的排出口工具;
图22是排出口工具的另一视图;
图23示出相对于罐组件布置排出口组件;
图24是排出口工具的另一视图;
图25是排出口组件的某些方面的放大剖视图;以及
图26是示出排出口组件的其它方面的放大局部视图。
具体实施方式
首先将描述水平的模块化的干的被辐射燃料(乏燃料)存储系统。参照图1-4,描绘了根据本发明的实施例的水平的模块化的干的被辐射燃料存储系统10。此外,描述用于存储被辐射燃料的过程。如以下更详细地陈述的,在此描述的系统和过程是对美国专利No.4,780,269所描述的之前的系统和过程(如在图1-4中看到的)的改进,该美国专利的公开内容通过引用明确地合并于此。
参照图1,系统10使用专门设计的干屏蔽罐组件12,这在图5-10中更详细地示出,如以下更详细地描述的。罐组件11被插入转移桶14中。可通过起重机将转移桶14和罐组件11放入充满水的被辐射燃料存储池18中(见图1和2)。容纳在燃料组件中的被辐射燃料(见,例如燃料组件20)能存储在池18中。
为了从池18中移出被辐射燃料,燃料被布置在罐组件11中,并且在从池18中移出转移桶14之前将合适的密封件和盖子(如下所述)固定到罐组件11。参照图2,在从池18中移出时,利用通过罐组件和桶的选定的端口施加的加压气体迫使水从罐组件11和转移桶14中出来。利用真空泵进一步干燥罐组件11,以从罐组件11排空剩余的水。在排空罐组件11之后,氦被泵送到罐组件11中。当从池18移出转移桶14(包括接纳组件11和被辐射燃料组件20)时,通过罐组件11和转移桶14的被屏蔽的端部塞子为所容纳的被辐射燃料组件提供合适的辐射屏蔽。
现在参照图3,能将转移桶14水平地装载到具有专门设计的滑动件24的转移拖车22上。滑动件24允许转移桶14沿三个维度移动,从而可使桶14与用于干存储罐组件11的水平存储模块25(在图4中可见)对齐。
参照图4,桶14与干存储模块25中的端口28对齐,以从转移桶14中取出罐组件11,以便存储在水平存储模块25中。在所示实施例中,液压泵(hydraulic ram)30可至少部分地插入通过干存储模块25的相反端处的第二端口32,以从转移桶14取出罐组件11,以便存储在水平存储模块25中。替代性地,可使用绞车(未示出)或其它取出装置替代液压泵30,以便从转移桶14中取出罐组件11。还应该明白的是,也能完成将罐组件11推到干存储模块25中的反向操作。
参照图5-10,提供了经改进的水平干存储模块26的详细视图。水平干存储模块26包括具有顶部部段41的外壳40。外壳40是块或直线型的形式,并且优选由钢筋混凝土构成,其可以位于承载底座42(见,例如图4)上。在之前的设计中,外壳40由钢筋加强的混凝土形成。但是,在改进的设计中,用金属纤维(例如钢纤维)来加强外壳40,以提高抗爆炸和地震的能力并提供长期抗裂性。金属纤维短期内还减少混凝土收缩和破裂,由此减少水入侵并且长期来说还增加抗剥落性。总之,使用钢或其它可匹敌的纤维来加强混凝土会增加混凝土的韧性、抗张强度、密度和动态强度。应该明白,具有用金属纤维(例如钢纤维)加强的外壳的竖直存储模块或其它存储模块(未示出)也在本发明的范围内。此外,应该明白,替代用于标准混凝土构造中的主要和次要钢筋,或除用于标准混凝土构造中的主要和次要钢筋之外,可使用金属纤维来加强混凝土。此外,应该明白,替代金属纤维,或除金属纤维之外,可使用其它高强度纤维,诸如,玻璃丝纤维、玻璃纤维或碳纤维。
外壳40包括在一端处的入口44和被设计用于接收和接纳罐组件12的内部空间46。下支撑组件48被嵌入外壳40中,以在罐组件12完全插入外壳40中时支撑罐组件12。支撑组件48还可被配置为允许罐组件12容易地滑入和滑出外壳40。如图5-7所示,支撑组件包括沿外壳在内部空间46的下部中延伸的平行滑轨组件49。滑轨可包括滑动条,其由与罐12galvonically相容的材料构成并且耐受内部空间46内的辐射水平和温度。滑轨自身可由这种材料构成,或者可向滑轨应用涂层或表面处理。
外壳40包括闭合装置50以覆盖入口44。闭合装置50可由钢和/或混凝土和/或其它合适的辐射保护介质构成。闭合装置包括内部圆形盖塞54和大小形成为与入口44周围的外壳前壁重叠的外帽板52。湿的塞54紧密地配合在入口44内。如能在图5和6中看到的,当罐组件12位于模块26中时,闭合装置50可合适地被布置就位。
参照图7,外壳40可被设计和配置为允许类似的外壳40与其它外壳相邻布置,这些外壳可与外壳40互锁。因此,若干外壳可连续地堆叠在一起,以提供额外的屏蔽,从而使辐射泄漏最小化。
参照图6和7,水平的干存储模块26可包括散热组件60。在所示实施例中,散热组件60包括沿模块26间隔开的多个弯曲的相对薄的散热片62。在组件被安置在模块26中之后,散热片62下降到或像蛤壳那样夹持到接纳组件12的外表面上。散热片62提高从罐表面到流经模块26的空气的热对流传递。
如图6所示,在本发明的一个实施例中,散热组件60由被安装到纵向杆64下侧的一系列弯曲的散热片组成。杆又从一系列棒66下垂,棒66延伸通过外壳40的顶部部段41,以便终止于与螺纹紧固件66接合的螺纹上端部。通过旋转棒64上的紧固件66,散热组件最初收缩、安置在模块26的上部或顶部。一旦罐组件12已被插入模块26内,就利用紧固件46将棒64和相连的散热片62下降到罐的上表面上。
尽管在图6中示出了棒64的上螺纹端突出到外壳顶部部段41的上表面以上,但替代地,棒64的上端以及螺纹紧固件66可安置在顶部部段41的上表面下方。对此,可在顶部部段41的上表面中形成井状件或插口件,从而使得一旦组件60已经向下展开靠着罐组件12,井状件或插口件可被塞住或以其它方式牢固地封闭。
除了如图6和7所示地被构造之外,散热组件60可被构造为两个分开的部段,每个部段铰接到外壳40的内部,例如沿外壳的下侧部分。一旦罐组件12已被安置在模块26中,就可以将这类铰接散热片部段旋转至以蛤壳式布置靠着罐组件12的外部。
除了将散热组件60构造为可移动单元之外,组件能由固定的散热片形成,例如,图8A和8B所示的散热片62’或62”。沿面对罐12的散热片62’和62”的边缘设置柔性的热传送接口68或69。在图8A中,接口是中空球茎形的,并且当罐12滑入模块26时可变形。如图8A所示,当压靠罐组件12的外部时,接口形成卵形或椭圆形形状。在图8B中,接口呈柔性凸缘组件69的形式,其在罐滑入就位到模块26中时弯曲并压靠罐组件12的外部。如上所述,这些接口都具有很高的热导率。散热片62可由铝或任何其它合适的金属构成,或由被设计用于传导和收集热的非金属材料构成。
参照图9,一个或多个进入端口92可被设置在模块26的前壁中和板50上,用于在长期检修、不正常事件等期间检查模块26的内部空间46和罐组件12的表面。如图9所示,可通过合适的屏蔽塞94封闭端口92。端口92可具有各种配置并且位于前壁或板52上的不同位置。
参照图10,管状热屏蔽件96位于模块的内部空间46中,从而相比由平板构成的屏蔽装置增加将辐射热从罐12传递到流经模块26的空气的表面积,同时保护外壳40(由钢筋混凝土制成)不受过量的热影响。热屏蔽件96能由标准的正方形或矩形横截面的金属管(例如,钢或铝或其它导热材料)构成。各个管可通过焊接、机械紧固或其它有利方式彼此相邻地固定。机械紧固件可包括横向地延伸通过管的棒。替代性地,横向拉杆可在管的外表面上横向地延伸,并且拉杆被焊接或以其它方式被紧固到管。此外,可处理屏蔽装置96的面对罐12的表面,以增加它们的辐射率,并由此增加它们吸收或以其它方式捕获来自罐组件12的红外热的能力。通过合适的支架将管状屏蔽装置96安装到外壳40的侧壁和上壁,由此使屏蔽装置与相邻的外壳40的壁间隔开。这在屏蔽件和罐组件12的混凝土壁之间提供一层相对冷的空气,由此保护混凝土不会受到过量的热的影响,过量的热显然会削弱混凝土的结构完整性。
除了使用管状构造的热屏蔽件96之外,热屏蔽件能具有其它构造,包括一个或多个基本平坦的板或波纹构造的板,波纹可具有许多截面形状,诸如,半圆形、直线式、三角形等。此外,热屏蔽件96的这些替代性构造显然可由具有不同的辐射热吸收和热传导水平的各种材料构成。
如上所述,热屏蔽件96通过增加用于排热的表面积提高了罐组件12的总排热能力。热屏蔽件被辐射和通过自然对流从罐流到屏蔽装置的近侧表面的空气加热。管状或波纹热屏蔽件相比平坦的热屏蔽件增加了表面积,因此使得热屏蔽件更加有效地将热传递到在构成屏蔽装置96的管内流动的较冷的空气,以及在管和外壳40的混凝土壁之间流动的空气。这直接增加了可用于从罐12带走热的表面积。此外,构成屏蔽装置96的管提供两个分开的屏蔽表面,一个面对罐,一个面对混凝土壁,由此提高屏蔽装置96用作热屏障的能力并防止外壳40的混凝土壁过热。
参照图11,现在将更详细地描述用于布置在罐12中以承托燃料组件20的篮状组件70。篮状组件70是架的形式,被布置在罐组件12内部,用于在存储和运输期间放置和支撑燃料组件。
参照图11、12和12A,篮状组件70具有由功能梯度板72构成的结构,功能梯度板72互锁为十字交叉或“蛋架”基体,以限定用于接纳各个燃料组件的多个管(横截面为正方形或直线式)。为了结构、热传递和中子吸收,板72由多层形成,如以下更全面地描述的。
具体参照图13-17,板72可包括多层结构,作为非限定性例子,板72可具有四层结构,包括第一钢外层80和第二钢外层82、导热体内层84以及中子吸收体层86。作为非限定性例子,钢外层80和82可以是高强度低合金钢、高强度钢、碳钢、不锈钢或其它类似材料。作为非限定性例子,导热体层84可由铝或铜或其它高热导率的金属或材料制成。作为非限定性例子,中子吸收体层86可由包含吸收热中子的元素的金属、陶瓷或复合材料制成。这类材料包括但不限于硼、镉和钆。这样,层86可由金属基体复合材料构成,诸如在铝或铝合金基体中的精细碳化硼微粒的复合材料。铝基体可包括99%的纯铝。
此外,应该理解,导热功能和中子吸收功能可结合到单个材料层中,该层能既导热又吸收中子。这类材料可包括但不限于,内含碳化硼微粒的铝或铜。
板72可包括用于将板的层以面对面关系固定到彼此的平头紧固件76,见图18。合适的紧固件76可包括,例如,螺纹紧固件、铆钉或焊接接合。在图14和15所示的实施例中,可通过冲孔、钻孔或其它方法在板72中形成用于接纳紧固件76的孔88。
参照图18,示出了与板72两侧的外表面齐平的示例性螺纹转矩限制紧固件76。该紧固件具有由斜面头76B和柄76C构成的螺栓部段76A。螺纹部段与同样具有斜面头76F的螺纹螺母76E的内部接合。斜面头76B和76F的底部靠着形成在层80和82中的斜面埋头孔。然后,紧固件76完全接合,紧固件的头76B和76F与板层80和82的外表面齐平或在其下方。
在本发明的一个实施例中,板72的层通过炉铜焊结合在一起。图16和17示出了经炉铜焊的板72的示例性构造。参照图16,层80和82的边缘在89A处以重叠方式围绕弯曲并位于彼此之上,以便增加抗弯性。参照图17,层80和82的弯曲边缘沿对接缝89B焊接到彼此,以与包围在管内的其它部件(层84和86)形成刚性的管状结构。
在本发明的一个实施例中,板72可包括在一个或两个钢层80和82上的黑色氧化物涂层,以提供从燃料组件(未示出)到篮状组件70的改进的辐射热传递。此外,板72的外表面可还包括疏水二氧化硅涂层,以提高防水性并由此减少干燥时间。
板72可被构造为具有不同的厚度和宽度。板的厚度可取决于各种因素,包括被运输和存储的燃料的重量、层84所需要的热传导量以及层86所需要的中子吸收水平。
板72的宽度取决于篮状组件70的总长度,因为此长度是由纵向地堆叠在彼此之上的板72构成的。作为非限定性例子,板70的宽度可在约10英寸至约16英寸的范围内或更宽。
图11所示的篮状组件70由以十字交叉或“蛋架”方式配合在一起的板72构成。同样参照图11、12和12A,板72具有延伸板宽度的四分之一的横向槽73。因此,当板72配合在一起时,使得十字交叉板的槽73互相接合,相邻的板在竖直方向上在边缘互相配合。以此方式,在篮状组件70的整个长度上形成多个竖直室。理想地,每个室的横截面仅比被容纳或存储在篮状组件70中的核燃料组件稍宽。
如将明白的,在篮状组件70的最顶部和底部处,板72仅是篮状组件的其余高度处的宽度的一半。此外,在最上侧和最下侧板72中的槽73延伸通过这类板的宽度的一半。因此,所有最下侧十字交叉板的下边缘在同一平面上。类似地,在篮状组件70的顶部处,最上侧十字交叉板72的上边缘也具有相同的高度。
具体参照图12A,作为篮状组件70的可选构造,板72的纵向边缘可形成有沿每个板72的上和下边缘延伸的凹槽74。凹槽的尺寸形成为接纳紧密配合的棒或键75,棒或键75的尺寸形成为可非常紧密地接纳在相邻板72的相对凹槽74中。杆或棒穿过形成在板72中的开口75A,开口75A与板72的两个相对的槽73对齐并且在这种相对槽73之间的中点处。如通过以上构造可以明白的,棒72将相邻的板72的相邻边缘部分锁定在一起,以形成用于篮状组件70的刚性很大的构造。凹槽74的宽度可以是板内层84和86的厚度。这样,通过使外层80和82延伸超过内层84和86的边缘来形成凹槽74。
参照图19A和19B,过渡轨道90和92可被设计为沿篮状组件70的外周布置,以当篮状组件90被接纳在罐组件12中时,帮助形成篮状组件90的圆柱形外部结构形状,见图11。对此,轨90和92可被配置为铸造或挤出的铝合金轨道,以在长期暴露于处于高温的燃料组件的情况下为篮状组件提供强度和抗蠕变性。图19A所示的过渡轨道90通常具有三角形剖面并具有外部弯曲侧或表面91,其具有与图11所示的篮状组件70的总外部曲率相对应的横向曲率。为了向轨90提供结构完整性,可采用内部支架或托架91A。如图19A所示,示出了矩形管状构件形式的托架91A。通孔91B形成在托架91A中,与形成在过渡轨道90的相邻壁91C中的相应孔(通过该孔可接合合适的紧固件)对齐。图11所示的这类紧固件也延伸通过篮状组件的相邻板72。可以明白,此构造有助于将篮状件70形成为刚性很大的结构。除了被托架91A的壁占据的横截面面积之外,过渡轨道90的内部是空的,以使轨的重量最小化并允许空气在其中穿过,从而有助于散热。如图11所示,在篮状件70的每个四分之一圆中使用两组轨90。
在篮状件72的每个四分之一圆中还使用两组过渡轨道92。过渡轨道92的横截面薄于轨90,但是包括横向曲率与篮状件70的外径相对应的弯曲外表面93。轨92包括用于接纳纵向延伸通过轨的加强管93B的纵向开口93A。加强管93B被设置用以帮助强化轨92。当然,可使用其它形状的加强构件来替代管93。此外,贯穿腔93C和93D纵向延伸通过轨92。这些腔帮助降低过渡轨道的重量,而不会明显降低轨的结构完整性。此外,空气能够流过腔93C和93D,延伸过渡轨道92的长度,由此帮助耗散位于篮状件70内的燃料组件20所产生的热。通过延伸通过形成在板72中和轨92中的对齐的开口的紧固件,过渡轨道92被固定到相邻的板82,见图11。此外,当就位时,形成在过渡轨道92的内壁部段中的凹槽93F与突出超过最外侧十字板72的板72的端部配合,例如,如图11所示。与板72的端部的这种相互结合关系也增加篮状件70的构造的刚性。
再次参照图7,示出了在模块26中的罐组件12。现在参照图20的剖视图,罐组件12是具有外罩96和远端98的基本圆柱形的容器,并且被设计为用于接纳用于存储和运输燃料的篮状组件70。罐组件12还包括在其近端处的闭合组件100,如下面更详细地描述的。更轻质的反应堆燃料在约146至201英寸的长度范围内。这样,罐组件12被构造为长度与反应堆燃料的长度相对应。如以上参照图2所论述的,在已经从池18中移出罐组件12之后,必须干燥罐组件12。对此,必须从罐组件12和包围罐组件12的转移桶14排水。例如见图2。
参照图21-23,根据本发明的一个实施例,罐组件12已经被设计为具有端部闭合组件100和单个一体的通风和排出端口工具106,端部闭合组件100包括屏蔽塞102和在屏蔽塞外面的内部顶盖板104。屏蔽塞和内部顶盖板104封闭外罩96的近端。屏蔽塞相对薄并且可由将核燃料组件接纳在罐组件内的材料构成。这类材料可包括,例如,钢、铅、钨和贫化铀。一体的端口工具106能够排水并且还可提供用于燃料组件20的惰性气体(例如氦)覆盖。因此,罐组件12包括在泵出水时用于控制进入罐组件12内的气体的装置。
图21-23的端口工具106可被配置为适配器,以更换常规上用于现有罐组件的单独的排出和通风端口。在图21-23所示的实施例中,端口工具106通常包括延伸通过内部顶盖板104并进入屏蔽塞102中的适配器主体108。端口组件106还包括与罐组件12的内部连通的用于将气体供应到罐组件中的通风口110,以及延伸通过形成在主体108中的中心通道的用于从罐组件12排水的去水管112。通风口110由与形成在适配器主体108中的通风通道114连接的外部螺纹套管111构成。在图22中,通风口110被示出为由延伸通过通风通道的管111C构成,通风通道延伸通过适配器主体108。在使用时,气体被供应到通风口110。可经由管112泵送水,或通过施加在通风口110处的气体压力在管112处挤出水。
端口工具106的适配器主体108可通过任何合适的装置(包括螺纹、卡销、螺栓连接法兰或来自顶部的快速螺纹)附连到内部顶盖板104。在图22所示的实施例中示出了示例性螺纹附连装置114。此外,多个弹性体X形环115A和O形环115B确保端口组件106和内部顶盖板104之间的紧密密封。O形环也位于去水管112和延伸通过适配器主体108的通道之间。
端口由焊接在内部顶盖板104下方的杯116形成。杯116具有用于接纳去水管112的中心孔118。孔118的直径形成为稍大于去水管112的外径,以提供用于来自通风口110的回填气体的环形流径。去水管112可以是延伸罐组件的长度的可移除排水管。
在图23中示出了罐组件中的端口工具106的顶视图。端口位于篮状件的边缘处,如在通过外部盖104的隐藏图中可见的,当从图23的顶部看时。
端口和端口工具106相比现有的排水端口具有优点。这些优点包括由于能在相对薄的下板中而非通常使用的厚的盖板或通风和排出块中提供深的端口而降低制造成本。此外,本发明的端口组件通过减少需要被封闭的端口的数量(从两个到一个)和通过使用用作辐射屏蔽装置的较厚的适配器主体108减少操作时间和剂量。通过将管112滑入适配器主体108中,可调节管底部和罐下端之间的间隙,以优化吸入液滴的去除,由此优化从罐组件12去除所有水。此外,如图24所示,由于在真空干燥期间完全移除管112,因此大的开口增加用于真空干燥的传导性,这也减少干燥时间、优化从罐组件12去除所有水。此外,端口组件106增加用于真空干燥的传导性,这也减少干燥时间。
现在描述燃料装载操作。在燃料已被装载到罐组件12中之后(见,例如图1),在罐组件12和围绕的桶组件14仍处于水下时,安置屏蔽塞102(在图21和22中示出)。通过在罐组件12的侧壁上的键(key)控制桶组件内的罐组件的旋转方位。屏蔽塞102不与排出管接合。
短的软管被插入罐组件12中,以根据需要从罐组件12排水,并且在桶组件14已经布置之后安置内部顶盖104。然后焊接内部顶盖104,之后安装排出管112和端口工具106。
在已经安置排出管112和端口工具106之后,排出管112被推到罐的底部,然后升高约3/8英寸(10mm)并与锁圈(未示出)固定。惰性气体(例如氦)源附连到通风管110,并且水泵附连到排水管112。开始使气体流动和泵送水。对此,端口组件106下方的气体压力应该稍微具有正压力。
在刚出现气穴现象(水泵中的空气)的信号时,降低排出管112,并继续泵送直到不再泵出水。然后,水泵与排出管112断开连接,并且具有脱水器的真空泵附连到排出管112。
当通过真空泵从罐组件12去除气体和水时,继续通过通风管110供应气体。在抽真空期间能升高和降低排出管112,以找到排出管112和罐组件12的底部之间的理想间隙。
现在参照图26,示出了用于罐组件12的端口组件306的另一实施例。在图26的实施例中,端口组件306包括在具有杯340的罐组件12中的永久管322。短的可移除的管312可连接到永久管322,用于排水操作,并且被移除以便进行真空干燥。管部段312与上述管112的上端类似。罐组件12中的永久管322与螺纹杯340连接。替代性地,杯可永久地固定到管部段312。杯340能移动为足以自动对齐。永久管322还可上下移动,但是不可旋转,并且不与管312(其是端口工具106的一部分)之外的屏蔽塞或任何其它盖部件接合。
工业应用性
本文描述的系统可用于提供解决存储被辐射燃料组件问题的方案。系统尤其适合用作被辐射燃料存储问题的临时方案,直到政府提供其它解决方案。因此,本发明提供用于被辐射燃料组件的相对价格低廉的临时存储设施。系统使用和重复使用现有的桶将具有被辐射燃料组件的罐转移到模块26,进行短期存储。此外,不需要在存储位置处有起重机,因为能够进行水平装载和卸载。此外,燃料罐12可包括薄壁材料,因为罐通常受模块26或转移桶14保护。
鉴于使用现有的技术和器械,对水平干存储模块26的投资可延续许多年,因为模块26仅需根据它们的需要被制造和布置。此外,当研制出存储被辐射燃料组件的合适的长期方案时,可容易地停止使用模块26,并且可将仍在罐内的组件运输到永久的存储设施。
尽管已经阐述和描述了说明性实施例,但是应该明白,在不脱离本发明的精神和范围的情况下可对实施例进行各种改变。

Claims (25)

1.一种用于运输和存储核燃料组件的罐,包括能够接纳到罐壳体内的篮状组件,所述篮状组件包括:
沿第一方向以相互平行间隔开的关系布置的多个互锁的结构板和沿与第一方向呈横向的第二方向布置的多个结构板;
所述结构板包括限定沿结构板形成的间隔开的横向槽的部分,其中沿第一方向布置的结构板的槽与沿横向的第二方向布置的结构板的槽接合;并且
其中,结构板包括多层,所述多层由第一层(80)、第二层(84)、第三层(86)和第四层(82)构成,第一层由结构材料构成,第二层由导热材料构成,第二层的导热材料为铝或铜,第三层由中子吸收材料构成,第四层由结构材料构成,其中第二层(84)在第一层(80)和第三层(86)之间,且其中第二层(84)和第三层(86)在第一层(80)和第四层(82)之间,其中第一层、第二层、第三层和第四层中的每一个包括对齐的横向槽。
2.根据权利要求1所述的罐,其中,结构板的第一层被形成为包围结构板的第二层。
3.根据权利要求2所述的罐,其中,结构板的至少第一层的边沿在第三层的边缘上延伸并与结构板的相对侧的第四层连接。
4.根据权利要求1所述的罐,其中,第一层由从由高强度钢、低合金钢、高强度低合金钢、碳钢和不锈钢组成的组中选择的一种材料构成。
5.根据权利要求1所述的罐,其中,导热的第二层由从铝和铜组成的组中选择的至少一种材料构成。
6.根据权利要求1所述的罐,其中,结构板的中子吸收的第三层是含有吸收热中子的元素的金属、陶瓷或复合材料。
7.根据权利要求1所述的罐,其中,结构板的第一层、第二层、第三层和第四层以彼此面对面的关系被紧固在一起。
8.根据权利要求7所述的罐,其中,结构板的第一层、第二层、第三层和第四层通过从由螺纹紧固件、铆钉和焊接销组成的组中选择的一种紧固件被紧固在一起。
9.根据权利要求1所述的罐,还包括长条形的锁定键,其沿相邻结构板的相邻边缘部分延伸并与相邻结构板的相邻边缘部分接合,以将所述相邻边缘部分锁定在一起并将结构板的相邻边缘部分一起对齐。
10.根据权利要求9所述的罐,其中,凹槽沿结构板的边缘部分形成,所述凹槽的尺寸形成为紧密地将锁定键接纳在其中,所述锁定键能够紧密地接纳在相邻结构板的相邻边缘部分的凹槽内。
11.根据权利要求9所述的罐,其中,通孔形成在结构板中,其中,锁定键穿过相对于锁定键的长度呈横向延伸的结构板的通孔。
12.根据权利要求1所述的罐,其中,结构板的外表面被处理,以改进从存储在罐中的燃料组件的辐射热的传递。
13.根据权利要求1所述的罐,其中,结构板被处理为具有疏水涂层,以有助于结构板的干燥。
14.根据权利要求1所述的罐,其还包括在篮状组件的外周处沿罐的纵向延伸以使结构板互连的过渡轨道。
15.根据权利要求14所述的罐,其中,过渡轨道在相对于过渡轨道的长度呈横向的方向上的外曲率与罐的圆周相对应。
16.根据权利要求15所述的罐,其中,过渡轨道是至少部分中空的以接纳能够接合在过渡轨道的中空内部内的加强结构,从而提高过渡轨道的结构完整性和刚性。
17.一种用于存储根据权利要求1-16中任一项所述的罐的水平的存储模块,所述存储模块包括:
混凝土下壁、四个侧壁和上壁,形成用于接纳罐的内部空间,其中所述存储模块包括在用于水平接纳罐的四个侧壁之一内的入口;
所述存储模块被配置为允许空气流通过自然对流流经存储模块以耗散从核燃料组件放出的热;
至少一个热传递结构,其布置在存储模块中并且安置为将热从罐传递到流经存储模块的空气,所述热传递结构包括多个布置在存储模块的内部空间中用于将热从罐传递到流经存储模块的空气的散热片;以及
至少一个热屏蔽件,其布置在存储模块中,构造成屏蔽存储模块的内部使其不受从核燃料组件放出的热的影响。
18.根据权利要求17所述的存储模块,其中,存储模块的混凝土下壁、上壁和侧壁由混凝土和用于加强混凝土的高强度纤维的混合物构成,高强度纤维选自由金属纤维、玻璃纤维和碳纤维组成的组中的一种。
19.根据权利要求18所述的存储模块,其中,金属纤维为钢纤维。
20.根据权利要求17所述的存储模块,其中,所述热传递结构还包括安装结构,用于将散热片安装在存储模块内,安装结构定位在第一位置从而当存储罐被插入存储模块内时提供相对于存储罐的空隙,且安装结构定位在第二位置,当存储罐被放置在存储模块内时将散热片放置为抵靠存储罐。
21.根据权利要求20所述的存储模块,其中,安装结构将散热片铰接安装在存储模块内,从而当罐已被放置在存储模块内时旋转至与罐接合。
22.根据权利要求17所述的存储模块,其中,散热片具有能够变形的内表面部分,所述内表面部分在罐被插入存储模块内时压靠罐并且当罐在存储模块内时持续压靠罐。
23.根据权利要求17所述的存储模块,其中,所述热屏蔽件沿存储模块的侧壁、上壁和下壁中的一个或多个延伸并被安装到存储模块上与存储模块的相应壁间隔开,从而构造成屏蔽从存储罐放出的热到达存储模块的壁并将来自存储罐的热传递到流经存储模块的空气。
24.根据权利要求23所述的存储模块,其中,所述热屏蔽件是从由板结构、波纹壁结构和管状壁结构组成的组中选择的结构。
25.根据权利要求17所述的存储模块,其中,热屏蔽件的面对着罐的表面受到高辐射率表面处理或高辐射率表面涂覆,以提高从罐表面到热屏蔽件的辐射热传递。
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Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9865366B2 (en) 2014-07-10 2018-01-09 Energysolutions, Llc Shielded packaging system for radioactive waste
US10468144B2 (en) 2014-08-19 2019-11-05 Nuscale Power, Llc Spent fuel storage rack
CN107077900B (zh) * 2014-08-19 2022-01-14 Tn美国有限责任公司 乏燃料存储系统、部件和使用方法
US11715575B2 (en) 2015-05-04 2023-08-01 Holtec International Nuclear materials apparatus and implementing the same
JP6514027B2 (ja) * 2015-05-15 2019-05-15 株式会社東芝 使用済燃料キャスクおよびそのバスケット
US20180155957A1 (en) * 2015-05-19 2018-06-07 Mul-T-Lock Technologies Ltd. Method for waterproofing a lock device
FR3041141B1 (fr) * 2015-09-11 2017-10-13 Tn Int Dispositif de rangement ameliore pour l'entreposage et/ou le transport d'assemblages de combustible nucleaire
US11515056B2 (en) 2015-10-16 2022-11-29 Holtec International Nuclear waste storage canisters, welds, and method of fabricating the same
TWI703583B (zh) * 2015-11-30 2020-09-01 美商Tn美國有限責任公司 用於傳送、旋轉及/或檢查之罐體移動總成及罐體移動方法
GB2545032A (en) * 2015-12-06 2017-06-07 Richard Scott Ian Passive cooling of a molten salt reactor by radiation onto fins
FR3045143B1 (fr) * 2015-12-14 2017-12-22 Tn Int Structure amelioree de dissipation de chaleur par convection naturelle, pour emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives
CN106482451B (zh) * 2016-09-23 2022-05-27 广东核电合营有限公司 乏燃料贮运容器真空干燥及充氦装置
CN107342109B (zh) * 2017-06-08 2019-11-15 中广核研究院有限公司 用于燃料组件的容器、燃料组件的换料和转运方法
TWI795484B (zh) 2017-12-20 2023-03-11 美商Tn美國有限責任公司 用於燃料總成的模組提籃總成
CN108335767B (zh) * 2018-01-31 2020-09-25 中广核工程有限公司 乏燃料干式贮存用卧式装置
US10692618B2 (en) 2018-06-04 2020-06-23 Deep Isolation, Inc. Hazardous material canister
EP3850642B1 (en) 2018-09-11 2023-05-10 Holtec International Flood and wind-resistant ventilated module for spent nuclear fuel storage
CN113168926A (zh) 2018-11-29 2021-07-23 霍尔泰克国际公司 乏核燃料罐
US10943706B2 (en) 2019-02-21 2021-03-09 Deep Isolation, Inc. Hazardous material canister systems and methods
US10878972B2 (en) 2019-02-21 2020-12-29 Deep Isolation, Inc. Hazardous material repository systems and methods
CN110853783A (zh) * 2019-11-18 2020-02-28 中核核电运行管理有限公司 堆芯热电偶储存容器
KR20220107066A (ko) 2019-12-09 2022-08-01 홀텍 인터내셔날 일체형 시밍을 구비한 핵연료 저장 시스템
CN111156958B (zh) * 2019-12-31 2021-12-07 中国核工业华兴建设有限公司 乏燃料离堆干式屏蔽罐支撑轨道调平的测量方法
JP6862587B1 (ja) * 2020-02-03 2021-04-21 東芝プラントシステム株式会社 乾燥システムおよび乾燥方法
US11508488B2 (en) * 2020-09-10 2022-11-22 Battelle Energy Alliance, Llc Heat transfer systems for nuclear reactor cores, and related systems
CN112466493B (zh) * 2020-11-25 2023-07-07 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料卧式贮存模组
CN112562876A (zh) * 2020-12-11 2021-03-26 广东核电合营有限公司 乏燃料贮罐贮存和回取方法
WO2023083938A1 (en) * 2021-11-12 2023-05-19 Kernkraftwerk Gösgen-Däniken Ag Overpack cask for removably receiving, handling and transporting a repository container for spent nuclear material

Family Cites Families (31)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3989546A (en) * 1971-05-10 1976-11-02 Arco Medical Products Company Thermoelectric generator with hinged assembly for fins
DE3306940A1 (de) * 1982-03-05 1983-09-15 British Nuclear Fuels Ltd., Risley, Warrington, Cheshire Kernbrennstoff-transportbehaelter
WO1984000637A1 (en) * 1982-07-28 1984-02-16 Kampen Joseph Van Procedure for stowing-away leavings
DE3301735C2 (de) 1983-01-20 1986-04-10 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Übergangslager für hochradioaktiven Abfall
DE3569848D1 (en) 1984-09-04 1989-06-01 Westinghouse Electric Corp Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US4780269A (en) * 1985-03-12 1988-10-25 Nutech, Inc. Horizontal modular dry irradiated fuel storage system
FR2648611B2 (fr) 1988-12-12 1994-08-19 Cogema Conteneur de stockage pour dechets radioactifs
US5114666A (en) 1989-09-11 1992-05-19 U.S. Tool & Die, Inc. Cask basket construction for heat-producing radioactive material
JP3147661B2 (ja) * 1994-05-25 2001-03-19 三菱マテリアル株式会社 放射性流体の貯留槽
JP3342994B2 (ja) * 1995-08-04 2002-11-11 株式会社神戸製鋼所 放射性物質の輸送兼貯蔵用容器
US5612543A (en) * 1996-01-18 1997-03-18 Sierra Nuclear Corporation Sealed basket for boiling water reactor fuel assemblies
FR2747825B1 (fr) 1996-04-19 1998-05-22 Transnucleaire Casier de rangement d'assemblages combustibles nucleaires dont les alveoles contiennent un profile neutrophage
US5898747A (en) * 1997-05-19 1999-04-27 Singh; Krishna P. Apparatus suitable for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus
JP3903352B2 (ja) * 1997-07-08 2007-04-11 三井造船株式会社 外気より隔離された作業用小室
JPH1184069A (ja) * 1997-09-12 1999-03-26 Hitachi Ltd 放射性物質貯蔵用コンクリートモジュール
FR2813701B1 (fr) * 2000-09-01 2002-11-29 Transnucleaire Panier de rangement pour matieres radioactives
JP2002243888A (ja) 2001-02-14 2002-08-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質の封入方法および冷却装置
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
JP2003194989A (ja) * 2001-12-28 2003-07-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 放射性廃棄物貯蔵容器
JP2004156930A (ja) * 2002-11-01 2004-06-03 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質格納容器
FR2861889B1 (fr) 2003-11-03 2006-02-10 Cogema Logistics Dispositif et procede de conditionnement d'assemblages de combustible nucleaire a double barriere de confinement
JP4756379B2 (ja) 2004-07-15 2011-08-24 日本電気株式会社 外部共振器型波長可変レーザ
US8437444B2 (en) 2005-01-13 2013-05-07 Nac International, Inc. Apparatus and methods for achieving redundant confinement sealing of a spent nuclear fuel canister
JP2007205931A (ja) * 2006-02-02 2007-08-16 Hitachi Ltd 放射性物質用金属キャスク
FR2909216B1 (fr) 2006-11-27 2009-02-20 Tn Int Dispositif de rangement pour le stockage et/ou le transport d'assemblages de combustible nucleaire
JP2009145127A (ja) * 2007-12-12 2009-07-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質格納容器及び放射性物質格納容器の製造方法
JP5010491B2 (ja) * 2008-01-30 2012-08-29 三菱重工業株式会社 リサイクル燃料集合体収納用バスケット及びリサイクル燃料集合体収納容器、並びにリサイクル燃料集合体収納用バスケットの製造方法
JP5010503B2 (ja) * 2008-02-29 2012-08-29 三菱重工業株式会社 リサイクル燃料集合体収納用バスケット及びリサイクル燃料集合体収納容器
KR101033761B1 (ko) 2009-01-07 2011-05-09 한국수력원자력 주식회사 사용후핵연료를 저장하는 콘크리트 구조물의 온도 저감장치
TWI500043B (zh) * 2009-08-31 2015-09-11 Areva Inc 燃料儲存用支架系統及總成
CN202093844U (zh) * 2010-12-01 2011-12-28 中国核电工程有限公司 用于放射性物质运输容器的多功能散热结构

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