CN104704574A - 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分 - Google Patents

用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分 Download PDF

Info

Publication number
CN104704574A
CN104704574A CN201380014098.XA CN201380014098A CN104704574A CN 104704574 A CN104704574 A CN 104704574A CN 201380014098 A CN201380014098 A CN 201380014098A CN 104704574 A CN104704574 A CN 104704574A
Authority
CN
China
Prior art keywords
rod
control rod
agincd
absorbing
involucrum
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.)
Granted
Application number
CN201380014098.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN104704574B (zh
Inventor
韦斯利·戴维斯
布雷特·马修斯
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.)
My Method Inc Co
Framatome Inc
Original Assignee
My Method Inc Co
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 My Method Inc Co filed Critical My Method Inc Co
Publication of CN104704574A publication Critical patent/CN104704574A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104704574B publication Critical patent/CN104704574B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/18—Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Vibration Dampers (AREA)

Abstract

一种用于从来自核动力站的用过的包括AgInCd吸收棒的控制棒回收AgInCd控制棒吸收棒材料的方法，该方法包括：将来自用过的控制棒的AgInCd吸收棒分割为第一部分和第二部分，所述第一部分具有比所述第二部分的放射性高的放射性；以及回收所述AgInCd吸收棒的所述第二部分的材料。

Description

用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分
技术领域
本发明总体涉及核反应堆，更具体地涉及用于核反应堆的控制棒。
背景技术
控制棒用于核反应堆，以控制裂变的速率。在压水反应堆中，控制棒通常配置成控制棒束。如图1所示，每个控制棒束10可以包括支架(spider)12，控制棒14从支架12竖直向下延伸。控制棒14具有紧固到支架12的包壳(cladding)16，包壳16通常由不锈钢或镍基合金制成。包壳16可以具有底端盖20和顶端盖22，以界定腔18。腔18填充有一个或多个吸收棒(absorberbar)30，吸收棒30通常是柱状并借助于弹簧24保持。用于压水反应堆的控制棒用的吸收棒通常由银、铟和镉、银-铟-镉(AgInCd)制成。由例如B4C制成的吸收球可以介于吸收棒30与弹簧24之间。控制棒束10可以经由支架12下降到压水反应堆的燃料组件的导向套管中，以控制核反应堆堆芯的反应率。在核动力反应堆运行期间，中子穿透控制棒束10，吸收棒材料被激活并且转化为其他元素。激活水平依赖于材料累积的辐射，吸收棒30的最接近底端盖20的底部部分比顶部部分更深地导入反应堆堆芯，该底部部分具有最高的中子激活放射性。
美国专利4,928,291号、5,183,626号和5,889,832号说明了控制棒束，并通过引用合并于此。
美国专利4,650,606号说明了通过切割器切断固定到保持件的所用的毒物棒(poison rod)，然后将毒物棒存储于存储容器。
美国专利4,383,394号说明了诸如核燃料装配部件等的受辐射的组成部件用的切割装置。
韩国专利申请摘要2006-0027472说明了用于自动切割核燃料控制棒的设备，该设备使用多个切割器，能够减少切割核燃料控制棒所需的时间。
日本专利申请No.06-182414说明了核反应堆废导管切割装置。
发明内容
本发明的目的在于允许来自控制棒的吸收棒材料的回收。
本发明提供一种用于从包括AgInCd吸收棒的使用过的控制棒回收AgInCd控制棒吸收棒材料的方法，该方法包括：将来自使用过的控制棒的AgInCd吸收棒分割为第一部分和第二部分，第一部分比第二部分的放射性高；以及回收AgInCd吸收棒的第二部分的材料。
附图说明
图1示意性地示出具有安装到支架的多个控制棒的现有技术的控制棒束。
将参照控制棒被分割为两部分的两个优选实施方式示意性地说明本发明。
图2示意性地示出第一实施方式的方法，在第一实施方式中，贯穿包壳和吸收棒材料地切割控制棒；
图3示意性地示出第二实施方式的方法，在第二实施方式中，仅贯穿包壳地切割控制棒；
图4A和图4B示出两个不同的使用过的控制棒的从该控制棒的最下部处开始的直径的轮廓测量扫描(profilometry scan)；
图5A和图5B示出两个不同的使用过的控制棒的从该控制棒的最下部处开始的伽马扫描(gamma scan)；以及
图6示出对于使用持续时间在沿着吸收棒的位置的直径扩大的分析研究(analytical study)的图。
具体实施方式
通过分割第一部分，例如该第一部分是吸收棒的最靠近底端盖20的高放射性下端，能够有利地回收剩余的低放射性第二部分。回收可以包括：在新的控制棒中再利用未加工的第二部分；将第二部分的材料加工成新的控制棒；加工控制棒的材料用于其它用途；或者存储第二部分用于将来不确定的使用。AgInCd吸收棒是昂贵的，特别是贵金属组分Ag和In是昂贵的，能够显著减少制造新控制棒的成本，或者以其他方式出售或回收第二部分以减少总运营成本。可以考虑该材料的其它用途，诸如通过例如化学分离的方法分离出Ag、In或Cd后将In用于LCD制造的用途。
图2示出第一实施方式，在第一实施方式中，控制棒14的吸收棒30由位于顶端盖22和底端盖20之间的三个由AgInCd制成的吸收棒32、34、36组成。例如如通过引用并入的美国专利No.5,889,832中描述的，控制棒14可以保持安装到支架12，或者通过顶切或物理拆卸方法从支架12移除。
在经由支架12或单独的夹持件从顶部保持控制棒14的情况下，切割装置50能够制出贯穿包壳16和棒36两者的切口52，以产生与吸收棒的最下部分相对应的具有高放射性的吸收棒30的第一部分60，以及用于回收的吸收棒30的第二部分62。这里，第二部分62包括吸收棒32、34以及吸收棒36的在切口52上方的部分。然而，用于回收的第二部分62不是必须包括吸收棒30的除了第一部分60以外的所有部分。
切割装置50被示意性地示出，其结构可以类似于例如美国专利4,650,606号、美国专利4,383,394号、韩国专利申请摘要2006-0027472或日本专利申请No.06-182414中描述的切割装置，所有这些专利通过引用合并于此。
如示意性示出的，第一部分60能够与底端盖20以及切口52下方的包壳16一起经由底部夹持件转移到核反应堆的废燃料池80中的存储容器82，使用过的控制棒14从该核反应堆取出。
由于在核动力反应堆运行期间吸收棒30在吸收棒材料的蠕变和膨胀的累积作用下直径扩大(expansion)，吸收棒30的第一部分60可能与包壳16相互作用。然而，吸收棒36的在切口52上方的部分、吸收棒32以及34应该不会扩大至与包壳16产生相互作用。因而，一旦产生切口52，较低放射性的第二部分62可以容易地从包壳16落出来。在切割期间，例如支架12或顶部夹持件能够与底部夹持件一起将控制棒14的顶部和控制棒14的底部一起保持在例如回收仓90上方。切割完成后，底部夹持件能够将第一部分60与底端盖20以及在切口52下方的包壳16移动到废燃料池80中的存储容器82，而吸收棒36的在切口52上方的部分以及吸收棒34和32，即第二部分62，落入回收仓90。
例如图4A示出了，在控制棒14的一个示例中，在距底端盖连接部大约8cm处之后，控制棒的直径扩大实质上停止。在图4B的示例中，对于另一个控制棒14，控制棒的直径的扩大是实质性的直到距吸收棒的底部大约15cm，并在距吸收棒的底部大约50cm处之后停止。切口52优选在已发生任何实质性扩大的位置的上方，以确保在切口52上方的吸收棒30能够容易地从包壳16移除。因而优选地，该方法包括在沿着使用过的控制棒14的至少一个位置确定吸收棒30在包壳16中的扩大。那么，切口52的位置可以是该确定的扩大的函数。切口52的位置不一定基于具体的控制棒14的实际测量，还可以基于分析预测或基于控制和分析预测的结合。例如，可以对束10的控制棒14中的至少一个进行轮廓测量报告或分析预测，然后该报告被用于该束10的所有控制棒14甚至束10的相应组(bank)的所有控制棒14，以确定扩大。然而，也可以对各控制棒14进行报告或预测。
根据吸收棒30的第二部分62的预见用途，切口52的位置也可以是吸收棒30的放射性的函数。图5A示出来自束10的停堆组的控制棒14的下部的伽马扫描；在大约40cm以后，明显地为60cm以后，吸收材料的放射性趋于平稳。图5B示出来自束10的温度调节组的控制棒14的下部的伽马扫描。吸收材料的放射性更加逐步降低并在100cm以后趋于平稳。放射性趋于平稳的实际位置将取决于设计、束10的服务类型、反应堆类型以及衰减时间的长度。例如，由于贯穿吸收棒30的服务寿命的吸收棒30的插入的并因而被激活的部分可能太长，因此在束的主控制组中使用的束10的控制棒14可以绝对不可回收，而在束的其它组中使用的束10的其它控制棒14可以仅末端暴露(tipexposure)。控制棒14处理和回收设备的处理各种放射性能级(level ofactivity)的能力也可能是一个因素，如果存在该能力，即使在放射性趋于平稳之前也可以制作开口。此外，束10可以被运到回收设备，然后控制棒10或与支架12分离的控制棒14可以在反应堆站处分离并然后被回收设备处理。
优选地，在如下位置制作切口52：切口52附近的第二部分62将具有小于或等于0.05Curies/mm的放射性能级。优选地，还以使第一部分60具有大约100cm或更小的长度的方式产生切口52，最优选地，以使第一部分60具有大约50cm或更小的长度的方式产生切口52。然而，期望第一部分60具有至少10cm的长度。这些长度有助于使可回收材料的量最大化。
如图2所示，接着能够将AgInCd吸收棒32和34以及吸收棒36的在切口52上方的部分(即，第二部分62)回收在回收站100，例如用于相同的核动力站，回收站100可以设置具有焊接的新底端盖120的新包壳110。棒32和34与另一个类似尺寸的棒能够一起放置于新包壳110中。通过将另外的材料添加到棒36或添加失去材料尺寸的新棒，例如使新包壳110中可以有四个棒，还可以再利用来自棒36的局部部分。例如，来自棒36的局部部分可以位于新包壳100的最上部。如果有弹簧24的话，在弹簧24装载后，新顶端盖可以在回收站100被提供并且焊接到新包壳110。接着，新控制棒连接到束。应该注意的是，也可以例如通过在切口52之后设置临时插头或在控制棒14颠倒的情况下切割用过的控制棒14，使得第二部分62和切口52上方的包壳16一起移动到回收站100。
作为在新控制棒中再利用第二部分62的另一选择，吸收棒32、34以及吸收棒36的在切口52上方的部分也可以存储用于以后使用或再加工。
图3示出第二实施方式，在第二实施方式中，在切口152处仅贯穿包壳16地切割控制棒14。当夹持件将切口152下方的下包壳部分移走时，整个棒36可以与下包壳部分一起移动并且界定吸收棒30的第一部分160。由于蠕变和膨胀以及棒36的下部和包壳16之间的相互作用，棒36、切口152下方的包壳16以及底端盖20将可以作为一个组移动。即使没有作为一个组移动，如果竖直地保持，棒36将保留在包壳16的切口部分中。该实施方式仅在设置多个棒的情况下是有用的并且可以允许快速切割和加工。接着，例如图2所描述的，棒32和34可以界定吸收棒30的第二部分162，并且可以被回收。另外，可以利用位于废燃料池或回收站中的另外的工具切割棒36的最上部，棒36的最上部可以与棒32和34一起回收，或者单独回收。
另外，利用第二实施方式，如图6所示，例如对于给定的或期望的使用持续时间，分析研究可以用于预先确定控制棒14的放射性，并评价在沿着吸收棒的至少一个位置处相应的直径扩大和放射性能级。然后，吸收棒能够被设计为分析研究的函数，以确定第一部分160的吸收棒36的期望长度和第二部分162的一个或多个吸收棒的期望长度。然后，能够以束的形式制造、运输以及使用吸收棒。然后能够在控制棒14的使用的最后分割包壳，回收第二部分162的材料。
应当注意的是，吸收棒材料可以是单个棒的形式或任意数量的多个棒的形式。此外，虽然优选实施方式描述了切割，但术语分割可以包括除了切割以外的其他分割方式。

Claims (19)

1.一种用于从用过的包括AgInCd吸收棒的控制棒回收AgInCd控制棒吸收棒材料的方法，该方法包括：
将来自用过的控制棒的AgInCd吸收棒分割为第一部分和第二部分，所述第一部分具有比所述第二部分的放射性高的放射性；以及
回收所述AgInCd吸收棒的所述第二部分的材料。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述用过的控制棒包括包壳，所述AgInCd吸收棒在所述包壳中，所述分割包括切割所述包壳。
3.根据权利要求2所述的方法，其特征在于，所述分割包括一起切割所述AgInCd吸收棒和所述包壳。
4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述控制棒包括包壳，所述AgInCd吸收棒以多个棒的形式位于所述包壳中，所述分割包括将所述棒中的第一棒与所述棒中的其它棒分离，所述第一棒界定所述第一部分。
5.根据权利要求4所述的方法，其特征在于，所述控制棒中的所述第一棒的长度在使用所述第一棒之前预先确定，所述长度是与所述第一棒在使用期间的期望的辐射有关的分析研究的函数。
6.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述分割包括将所述AgInCd吸收棒切割为所述第一部分和至少部分的所述第二部分。
7.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第一部分包括所述用过的控制棒的AgInCd吸收棒的最下部。
8.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括在分割步骤前从支架移除所述用过的控制棒。
9.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，分割步骤在所述控制棒安装到支架的情况下发生。
10.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，回收所述AgInCd吸收棒的第二部分的材料包括在新控制棒中再利用所述第二部分。
11.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，回收所述AgInCd吸收棒的第二部分的材料包括将所述第二部分的材料加工成新控制棒、将所述第二部分的材料分离出单独的成分以及将所述第二部分的单独的成分用作单独的材料三者中的至少一者。
12.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括在沿着所述用过的控制棒的至少一个位置处确定放射性能级，所述分割是所确定的放射性能级的函数。
13.根据权利要求12所述的方法，其特征在于，沿着暴露于核反应堆堆芯中的中子流的所述用过的控制棒的至少一部分进行伽马扫描，所述分割是所确定的伽马扫描的函数。
14.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第二部分具有小于或等于0.05Curies/mm的放射性能级。
15.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第一部分具有100cm或更小的长度。
16.根据权利要求15所述的方法，其特征在于，所述第一部分具有50cm或更小的长度。
17.根据权利要求16所述的方法，其特征在于，所述第一部分具有大约10cm的长度。
18.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括在沿着所述用过的控制棒的至少一个位置处确定所述AgInCd吸收棒在包壳中的扩大，所述分割是该扩大的函数。
19.一种AgInCd控制棒吸收棒的可回收部分，其是权利要求1所述的方法中得到的所述第二部分。
CN201380014098.XA 2012-03-12 2013-03-11 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分 Expired - Fee Related CN104704574B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/417,771 US9153349B2 (en) 2012-03-12 2012-03-12 Method for recycling nuclear control rods and recycled control rod section
US13/417,771 2012-03-12
PCT/US2013/030103 WO2013180785A2 (en) 2012-03-12 2013-03-11 Method for recycling nuclear control rods and recycled control rod section

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104704574A true CN104704574A (zh) 2015-06-10
CN104704574B CN104704574B (zh) 2016-11-09

Family

ID=49114129

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201380014098.XA Expired - Fee Related CN104704574B (zh) 2012-03-12 2013-03-11 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9153349B2 (zh)
EP (1) EP2826037B1 (zh)
JP (1) JP5907583B2 (zh)
KR (1) KR101605804B1 (zh)
CN (1) CN104704574B (zh)
WO (1) WO2013180785A2 (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110998747A (zh) * 2018-06-14 2020-04-10 原子能股份公司 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106297910B (zh) * 2016-09-14 2018-01-30 厦门大学 一种核反应堆灰控制棒用钼基氧化铽材料及其应用

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4326919A (en) * 1977-09-01 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core arrangement
CN86104957A (zh) * 1985-08-08 1987-04-01 西屋电气公司 考虑到零反应性再分布因素而应用轴向不均匀吸收材料的全长控制棒
JPS6381296A (ja) * 1986-09-25 1988-04-12 三菱原子力工業株式会社 再分布効果を低減する制御棒
JPS6484200A (en) * 1987-09-28 1989-03-29 Toshiba Corp Treatment system for radioactive waste
US4820478A (en) * 1986-01-07 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth
CN101315815A (zh) * 2008-04-28 2008-12-03 吕应中 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
CN101671833A (zh) * 2009-09-15 2010-03-17 西部金属材料股份有限公司 一种含铟镉银合金废料中回收银的方法
CN101710496A (zh) * 2009-12-02 2010-05-19 中国广东核电集团有限公司 一种核电站可燃毒物棒处理方法及可燃毒物棒吊挂架

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2051199A (en) * 1935-01-18 1936-08-18 George M Christianson Plaster cutter
US3731381A (en) * 1970-11-18 1973-05-08 Combustion Eng Rotatable weld cutting tool
DE2614185C2 (de) * 1976-04-02 1987-11-12 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Neutronen absorbierende Formkörper aus silikatischem Grundmaterial
US4172762A (en) * 1978-01-20 1979-10-30 Combustion Engineering, Inc. High exposure control rod finger
US4325785A (en) * 1979-05-18 1982-04-20 Combustion Engineering, Inc. Method and apparatus for measuring the reactivity of a spent fuel assembly
US4383394A (en) 1980-12-29 1983-05-17 General Electric Company Sample cutting device for irradiated components
JPS60123799A (ja) 1983-12-08 1985-07-02 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料内挿物の減容処理装置
JPS60201293A (ja) * 1984-03-26 1985-10-11 原子燃料工業株式会社 バ−ナブルポイズンロツドの減容保管方法
US4627163A (en) * 1984-07-20 1986-12-09 Westinghouse Electric Corp. Tube cutter for cutting two concentric tubes bulged together
US4624827A (en) * 1984-07-23 1986-11-25 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod having a reduced worth tip
FR2599884B1 (fr) 1986-06-10 1988-10-07 Fragema Framatome & Cogema Grappe de reglage munie de crayons demontables pour assemblage de combustible nucleaire
JPH0690311B2 (ja) * 1986-10-01 1994-11-14 株式会社日立製作所 高放射性固体廃棄物切断方法および装置
FR2633435B1 (fr) 1988-06-28 1990-11-09 Framatome Sa Grappe de reglage a crayons demontables pour assemblage combustible nucleaire
JPH06182414A (ja) 1992-12-21 1994-07-05 Kawasaki Steel Corp 冷間圧延機における反り制御方法
JP2870721B2 (ja) * 1993-09-13 1999-03-17 川崎重工業株式会社 高放射性固体廃棄物の水中切断装置
JP2955189B2 (ja) 1994-08-03 1999-10-04 三菱重工業株式会社 原子炉使用済案内管切断装置
FR2726393B1 (fr) 1994-11-02 1997-01-17 Framatome Sa Alliage a base d'argent renfermant de l'indium et du cadmium pour la realisation d'elements absorbant les neutrons et utilisation
FR2742912B1 (fr) 1995-12-26 1998-03-06 Framatome Sa Grappe de commande pour reacteur nucleaire, a crayons demontables
JPH11281784A (ja) * 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
US6405441B1 (en) * 2000-10-17 2002-06-18 Julia Rucker Wick trimmer and capture device
KR100621840B1 (ko) 2004-09-23 2006-09-19 조인철 이송수단이 구비된 원자력 연료 제어봉 자동절단장치
WO2013043451A1 (en) * 2011-09-22 2013-03-28 Westinghouse Electric Company Llc Method of segmenting irradiated boiling water reactor control rod blades

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4326919A (en) * 1977-09-01 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core arrangement
CN86104957A (zh) * 1985-08-08 1987-04-01 西屋电气公司 考虑到零反应性再分布因素而应用轴向不均匀吸收材料的全长控制棒
US4820478A (en) * 1986-01-07 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth
JPS6381296A (ja) * 1986-09-25 1988-04-12 三菱原子力工業株式会社 再分布効果を低減する制御棒
JPS6484200A (en) * 1987-09-28 1989-03-29 Toshiba Corp Treatment system for radioactive waste
CN101315815A (zh) * 2008-04-28 2008-12-03 吕应中 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
CN101671833A (zh) * 2009-09-15 2010-03-17 西部金属材料股份有限公司 一种含铟镉银合金废料中回收银的方法
CN101710496A (zh) * 2009-12-02 2010-05-19 中国广东核电集团有限公司 一种核电站可燃毒物棒处理方法及可燃毒物棒吊挂架

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110998747A (zh) * 2018-06-14 2020-04-10 原子能股份公司 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法
CN110998747B (zh) * 2018-06-14 2024-03-19 原子能股份公司 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法

Also Published As

Publication number Publication date
US20130235967A1 (en) 2013-09-12
WO2013180785A8 (en) 2014-06-26
CN104704574B (zh) 2016-11-09
EP2826037B1 (en) 2017-09-27
EP2826037A2 (en) 2015-01-21
WO2013180785A2 (en) 2013-12-05
JP2015522792A (ja) 2015-08-06
US9153349B2 (en) 2015-10-06
KR20140139500A (ko) 2014-12-05
KR101605804B1 (ko) 2016-03-24
JP5907583B2 (ja) 2016-04-26
EP2826037A4 (en) 2016-07-20
WO2013180785A3 (en) 2015-06-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101804370B1 (ko) 어레이 내부에서 연료 튜브들의 이동
US9666318B2 (en) Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies
CN105070337A (zh) 一种具有内插式中子吸收装置的乏燃料贮存系统
CN104704574A (zh) 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分
US5268550A (en) Method and device for removing a specimen from within the vessel of a nuclear reactor being decommissioned
Metcalfe et al. EU Carbowaste project: Development of a toolbox for graphite waste management
CN105513658A (zh) 具有固定稳定性改良的弹簧插孔的核燃料组件顶喷嘴及其制造方法
Béjaoui et al. ECRIX-H experiment: Synthesis of post-irradiation examinations and simulations
US5227123A (en) Core instrument cutting system
JP2013205127A (ja) 原子力プラントにおける核燃料物質の切削装置および切削方法
JP5947733B2 (ja) 高速炉の炉心
Misra Developments in back end of the fuel cycle of Indian thermal reactors
JPS5835500A (ja) 厚壁コンクリ−ト構造物の内側壁解体工法
KR101160423B1 (ko) 핵연료 피복관 제거장치 및 제거방법
RU2725621C1 (ru) Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора
Yamano et al. Activities of the GIF Safety and Operation project of sodium-cooled fast reactor systems
Bin et al. Development of Shearing Device for Reducing the Storage Volume of the Spent Fuel Associated Assemblies in Nuclear Power Plants
Juan Bros Overview of the activities in Spain on irradiation embrittlement of RPV steel
Bacca Update on the Hot Fuel Examination Facility (HFEF) Complex
Geithoff 19 Examination of heavily defected fuel-pin bundles
JP2015092138A (ja) 放射性廃棄物の地中埋設施設あるいは地上貯蔵施設およびそれらの管理方法
KR100958348B1 (ko) 핵연료 집합체의 베인 절단장치
Bader et al. A Study of Transfer of UNF from Non-Disposable Canisters–15388
Bailey Rod consolidation of RG and E's (Rochester Gas and Electric Corporation) spent PWR (pressurized water reactor) fuel
Giraud et al. Cost Advantages of Large Underground Nuclear Parks

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20161109

Termination date: 20210311