CN105122377A - 限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器 - Google Patents
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Abstract
一种通过将从反应堆卸载的乏燃料储存在安全壳中达一个反应堆操作周期来延长核蒸汽供应系统的乏燃料池能够被安全地被动冷却的时期的方法和装置。在换料期间，将不被返回至反应堆的乏燃料和将被返回至反应堆的乏燃料分别储存在安全壳内的被屏蔽的位置。在一个操作周期之后，正好在上一个操作周期之前的不被返回至反应堆中的储存在安全壳内的乏燃料被卸载到乏燃料池中，并且所述乏燃料被将退出的新卸载的乏燃料所替换。
Description
相关申请的交叉引用
本申请要求在2013年3月14日提交的美国专利申请序列号No.61/781,245的优先权，其通过援引并入本文。
技术领域
本发明涉及一种用于核电站的被动式乏燃料冷却系统，并且更具体地，涉及一种限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器。
背景技术
核反应堆发电系统的二次侧产生用于发出可售电力的蒸汽。对于诸如压水反应堆或液态金属冷却反应堆的反应堆类型来说，一次侧包括封闭回路，该封闭回路是孤立的并且与用于产生有用蒸汽的二次回路呈热交换的关系。对于诸如沸水反应堆或气冷反应堆的反应堆类型来说，用于发出可售电力的气体在反应堆堆芯内被直接加热。将描述压水反应堆的应用，作为下文主张概念的示例性应用；但是应当理解，其它类型的反应堆也可以从本文公开的概念中同等地受益。
压水反应堆系统的一次侧包括包封堆芯内部结构(所述堆芯内部结构支撑含有可裂变材料的多个燃料组件)的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、增压器的内部容积、用于使被增压的水循环的泵和管道；所述管道将蒸汽发生器和泵中的每一个独立地连接至反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵、和管道系统(所述管道连接至容器)的一次侧部件中的每一个形成一次侧的环路。
出于阐述的目的，图1示出了简化的压水核反应堆一次系统，所述一次系统包括大体圆筒形的反应堆压力容器10，反应堆压力容器10具有包封核堆芯14的闭合顶盖12。液体反应堆冷却剂(比如水)由泵16泵入容器10中、穿过堆芯14，热能在堆芯14中被吸收并且通过热交换器18(通常称为蒸汽发生器)排出，在热交换器18中，热量被传递至诸如蒸汽驱动涡轮发生器的利用回路(未示出)中。然后，反应堆冷却剂返回至泵16，从而完成一次环路。通常地，多个上述环路通过反应堆冷却剂管道20连接至单个反应堆容器10。
通常在12至18个月的周期内对压水核反应堆补给燃料。在补给燃料的过程期间，移除堆芯内的一部分已辐照的燃料组件，并使用新燃料组件进行补充，所述新燃料组件重新安置在堆芯周围。通常在离开反应堆安全壳22的水的作用下将移除的乏燃料组件传输至容纳乏燃料池的独立建筑中，所述独立建筑在图1中象征性地示出并用附图标记24表示，这些放射性燃料组件储存在乏燃料池中。乏燃料池中的水足够深，以将放射性屏蔽到可接受的水平，并且防止燃料组件中的燃料棒达到可能破坏燃料棒包壳的温度，所述燃料棒包壳密封地容纳放射性燃料材料和裂变产物。冷却至少持续到燃料组件内的衰变热降低至组件的温度对于干式储存来说可接受的水平。
日本的福岛第一核电站事件增强了对于长时间电力丧失对冷却乏燃料池的系统可能造成的后果的关注。由于海啸，存在厂区外和厂区内的电力丧失，这造成了电站断电期(stationblackoutperiod)。电力的丧失关闭了乏燃料池的冷却系统。一些乏燃料池中的水由于浸没在池中的高放射性乏燃料组件的加热所造成的池温升高而通过汽化和蒸发消散掉。在长时间没有电力将替换水泵入池中的情况下，燃料组件可能潜在地暴露出来，理论上，这可能升高这些组件中的燃料棒的温度，从而可能导致这些燃料棒包壳的破坏以及可能导致放射性逃逸到环境中。
最近设计的被动式冷却核电站(比如由宾夕法尼亚州蔓越莓镇的西屋电力有限责任公司提供的AP核电站设计，其使用了被动式安全系统)已经被评估为能够在发生像福岛那样的极端事件之后连续地提供至少三天的冷却。
本发明的一个目标是改变处理和储存乏燃料的方式，使得乏燃料能够在福岛类型的事件之后被冷却至少十天。
本发明的另一目标是提供这样的被动冷却，以便使商用1,100兆瓦的核电站能够使用被动装置向堆芯和乏燃料提供十天或更多天的冷却。
发明内容
通过具有核反应堆一次冷却剂环路的核蒸汽供应系统实现这些或其它目标，所述核反应堆一次冷却剂环路包封在气密密封的安全壳内。所述安全壳包括核反应堆容器，所述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯中。所述核反应堆容器被支撑在安全壳内且作为核反应堆一次冷却剂环路的一部分。换料腔在安全壳内核反应堆容器的上方延伸。安全壳内换料用水储存罐在堆芯上方的高度处支撑在安全壳内且在换料腔的外部，用于根据指令给换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的冷却剂。所述安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大体上保持在所述满液位处。已辐照燃料组件储存罐支撑在安全壳内且在换料腔的一部分之下。所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架，用于在反应堆容器处于操作状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯外部。已辐照核燃料组件储存罐构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管选择性地放置成与安全壳内换料用水储存罐或换料腔流体连通。
在一个实施例中，便携式反应堆下部内部件储存格架构造成在已辐照核燃料组件储存罐的盖处于关闭状态时装配在所述盖上，用于在反应堆下部内部件从核反应堆容器中移出时储存反应堆下部内部件，并且反应堆下部内部件储存格架构造成在需要进入已辐照核燃料组件储存罐的内部以储存核燃料时从所述盖上移开。
仍然在另一实施例中，已辐照核燃料组件储存罐包括盖子，所述盖子用于覆盖和密封在已辐照核燃料组件储存罐的顶部的进入口，其中，所述盖子通过铰链联接至已辐照核燃料组件储存罐的壁上，所述铰链构造成在进入口处于完全打开的位置中时将盖子从进入口转动开，以将核燃料组件装载到已辐照核燃料组件储存罐的内部、或将核燃料组件从已辐照核燃料组件储存罐的内部卸载出去。
优选地，所述已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐，所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成独立地储存燃料组件。期望的是，所述核燃料组件长期储存罐具有包括多个燃料组件格架的内部，所述核燃料组件长期储存罐的多个燃料组件格架通过由可移动的第一盖密封的第一进入口接近，并且核燃料组件短期储存罐具有包括多个燃料组件格架的内部，所述核燃料组件短期储存罐的多个燃料组件格架分别通过对应的各燃料组件格架开口盖接近，所述燃料组件格架开口盖支撑在核燃料组件短期储存罐的第二进入口内。所述核燃料组件短期储存罐的燃料组件格架开口盖中的每一个在闭合位置中均覆盖所述多个燃料组件格架的对应的开口，并且在打开位置中均提供进入对应的开口的通道。在一种布置中，所述第二进入口包括第二盖，所述第二盖密封第二进入口并且承坐在各燃料组件格架开口盖之上。优选地，核燃料组件长期储存罐是圆筒形罐，并且核燃料组件短期储存罐是具有衬垫的拱形罐。
在另一实施例中，在已辐照核燃料组件储存罐和安全壳内换料冷却剂储存罐之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。优选地，在已辐照核燃料组件的储存罐和换料腔之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。
本发明还构思了一种给核蒸汽供应系统换料的方法，所述核蒸汽供应系统具有包封在气密密封的安全壳内的核反应堆一次冷却剂环路。述安全壳包括核反应堆容器，所述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯内。所述核反应堆容器被支撑在安全壳内且作为核反应堆一次冷却剂环路的一部分。换料腔在安全壳内核反应堆容器的上方延伸；安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯的上方的高度处支撑在安全壳内且在换料腔的外部，用于根据指令将换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的换料冷却剂。安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大体上保持在所述满液位处。已辐照核燃料组件储存罐支撑在安全壳内且在换料腔的一部分之下。所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架，用于在反应堆容器处于操作状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯外部。已辐照核燃料组件储存罐还构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管选择性地放置成与安全壳内换料冷却剂储存罐或换料腔流体连通。所述方法包括：向换料腔注入来自换料冷却剂储存罐的冷却剂；将顶盖从反应堆容器上移开；打开已辐照核燃料组件储存罐上的盖；将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中；关闭已辐照核燃料组件储存罐上的盖；将多个新的燃料组件装载到堆芯中；关闭反应堆容器上的顶盖；将换料腔排空到安全壳内换料冷却剂储存罐中；和在从堆芯移开的燃料组件中的所述至少一些储存在已辐照核燃料组件储存罐中的情况下起动反应堆。
在一个实施例中，所述方法包括如下步骤：将已辐照核燃料组件储存罐的冷却剂导管构造成在换料腔被注入之后与换料腔流体连通；和将已辐照核燃料组件储存罐的冷却剂导管构造成在换料腔被排空之后与安全壳内换料冷却剂储存罐流体连通。
在另一个实施例中，所述方法还包括如下步骤：使核蒸汽供给系统运行达一个运行周期；关闭反应堆容器；向换料腔注入来自换料冷却剂储存罐的冷却剂；从反应堆容器移开顶盖；打开已辐照核燃料组件储存罐上的盖；将已辐照燃料组件储存罐内的燃料组件中的至少一些移动到安全壳外部的乏燃料池中；将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中；闭合已辐照燃料组件储存罐上的盖；将多个新的燃料组件装载到堆芯中；闭合反应堆容器上的顶盖；将换料腔排空到安全壳内换料冷却剂储存罐中；和在从堆芯移开的燃料组件中的所述至少一些被储存在已辐照核燃料组件储存罐中的情况下起动反应堆。
优选地，已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐。所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成分开储存燃料组件。在该实施例中，将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中的步骤包括如下步骤：识别堆芯中的将不被返回至堆芯的燃料组件；将堆芯中的将不被返回至堆芯的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件长期储存罐中；和将堆芯中的将被返回至堆芯的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件短期储存罐中。在另外的实施例中，核燃料组件短期储存罐包括具有隔室的燃料组件格架，每个隔室具有能够装载进燃料组件中的一个的开口，每个隔室具有单独的封罩，所述单独的封罩能够分别地移动至打开或关闭位置，所述方法包括如下步骤：在燃料组件被装载到对应的隔室时，一次只打开一个封罩，而其余封罩处于关闭状态。
在另外的实施例中，反应堆容器具有下部内部件，并且核燃料组件长期储存罐包括具有可移开的下部内部件储存支架的盖，可移开的下部内部件储存支架装配在所述盖的顶部上。在该实施例中，所述方法包括如下步骤：在不被返回至反应堆容器的燃料组件被装载到核燃料组件长期储存罐中之后，将下部内部件储存支架装配到盖上；在已经从堆芯移开所有的燃料组件之后，将下部内部件从反应堆容器中移出；和将下部内部件放置到可移开的下部内部储存支架中。在该实施例中，所述方法还可以包括如下步骤：将下部内部件放回到反应堆容器中；和在打开盖之前将下部内部件储存支架从盖上移开。
附图说明
当结合附图进行阅读时，从下文对优选实施例的描述中能够获得对本发明的进一步的理解，其中：
图1是传统的核反应堆系统的简化示意图；
图2是AP核蒸汽供应系统的简化示意图，所述AP核蒸汽供应系统显示在其被动式冷却安全壳内；
图3是在图2中示出的AP核蒸汽供应系统的部件在安全壳内的布局的轴测图；
图4是下文描述的本发明的一个实施例的部件的示意性布局；
图5是本发明的一个实施例的短期储存罐和长期储存罐的剖视图；
图6是关闭了盖子的在图5中示出的短期储存罐和长期储存罐的平面图；
图7是在图5中示出的短期储存罐和长期储存罐的平面图，所述短期储存罐和长期储存罐显示为打开状态；和
图8是示出了本发明的一个实施例的长期储存罐的盖子和内部的燃料组件格架单元、上部内部件支架和短期储存罐的各个燃料格架单元的盖子的透视图。
具体实施方式
如前所述，在发生福岛类型的极少发生的事件中，AP电站设计成使用被动式安全系统(比如在图2中示出的被动式冷却安全壳22)，以继续提供至少三天的冷却。用于实现该目标的安全系统的其中之一是在图2中示出的被动式安全壳冷却系统。被动式安全壳冷却系统22包围AP核蒸汽供应系统，所述AP核蒸汽供应系统包括反应堆容器10、蒸汽发生器18、增压器26和主冷却剂循环泵16；所有部件通过管网20连接。安全壳系统22部分地包括由混凝土屏蔽建筑30包围的钢制穹顶型安全壳容器包封件28，所述混凝土屏蔽建筑30对钢制穹顶型安全壳包封件28提供结构保护。
被动式安全壳冷却系统的主要部件是被动式安全壳冷却水储存罐32、空气挡板34、空气入口36、排气口38和配水系统40。被动式安全壳冷却水储存罐32在钢制穹顶型安全壳容器28的上方结合到屏蔽建筑结构30中。位于钢制穹顶型安全壳容器28和混凝土屏蔽建筑30之间的空气挡板34限定冷却空气的流动路径，所述冷却空气的流动路径通过在大约位于钢制穹顶型安全壳28顶部高度处的屏蔽建筑30的开口36进入。在进入屏蔽建筑30之后，空气路径沿着空气挡板34的一侧向下行进、并且在邻近钢制穹顶型安全壳容器的下部部分的高度处围绕空气挡板逆转方向、然后在挡板和钢制穹顶型安全壳容器28之间向上流动、并且在位于屏蔽建筑30顶部的排气口38处离开。被动式安全壳冷却水储存罐32围绕排气口38。
在极少发生的事故中，被动式安全壳冷却系统提供通过重力从被动式安全壳冷却水储存罐32中排出的水，并且在钢制穹顶型安全壳容器28上形成膜。水膜蒸发，因此从钢制穹顶型安全壳容器28中移除热量。
被动式安全壳冷却系统在导致安全壳增压的设计基准事件之后能够从安全壳环境中移除充足的热能(包括随后的衰变热)，使得安全壳压力在不需要操作员动作的情况下保持在设计值之下至少72小时。
形成在屏蔽建筑30(其包围钢制穹顶型安全壳容器28)和空气挡板34之间的空气流动路径导致空气沿着安全壳容器的外侧钢表面向上自然循环。在由安全壳的钢表面加热流动的空气时、以及在由施加在安全壳表面上的水加热该流动的空气并且使该水蒸发时，由浮力驱动该空气的自然循环。流动的空气还促进了从水表面上产生的蒸发。在发生事故的情况下，通过安全壳的钢表面传递至空气的对流换热量只占所需总换热量的小部分，该总换热量主要通过安全壳钢表面的湿润区域的水蒸发来完成，所述水蒸发冷却了表面上的水，然后冷却了安全壳的钢，然后冷却了安全壳内的环境并且使蒸汽在安全壳内凝结。
为了保持从钢制穹顶型安全壳容器22的充足换热以限制和降低安全壳压力，在假想的设计基准事件之后的最初三天，AP被动式安全壳冷却系统要求水连续地施加到安全壳外侧的钢表面上。最初通过上述被动的重力流动提供水。三天之后，开始通过来自厂区内储存器的主动装置、然后通过其它的厂区内或厂区外源头的主动装置提供水。从2012年4月12日提交的、代理人案号为NPP2009-014的美国专利申请序列号No.13/444,932中能够发现对该安全壳冷却过程的更详细地理解。
另外，AP具有被动式系统，以确保堆芯中的燃料组件仍然被冷却剂覆盖。在极少发生的一次冷却剂环路泄漏的事件中，这些系统被自动激活。冷却剂损失可能仅涉及很小的量，因此，在不对反应堆冷却剂回路降压的情况下，能够从相对较小的高压补给水供应装置注入额外的冷却剂。如果发生了冷却剂的大量损失，则有必要从包含大量水的低压供应装置添加冷却剂。因为难以使用泵克服反应堆冷却剂回路的显著压力(例如，2,250psi或150bar)，所以反应堆冷却剂回路在发生大量冷却剂损失的事件中被自动降压，从而可以在处于核反应堆穹顶型安全壳28内的环境压力下从安全壳内的换料用水储存罐添加冷却剂水。因此，如图3所示，在AP核反应堆系统中，存在用于冷却剂损失的两个冷却剂补给源。高压堆芯补给罐42的入口通过阀联接至反应堆冷却剂入口或冷管段(coldleg)44。高压堆芯补给罐42还通过电动阀和止回阀联接至反应堆容器的注入口46。高压堆芯补给罐42在反应堆的操作压力下可操作地将额外的冷却剂供应至反应堆冷却回路20，以补充相对较小的损失。然而，如从图3中可以理解的，尽管在系统中存在两个堆芯补给罐，但是高压堆芯补给罐42仅含有有限的冷却剂供应。
由于存在从安全壳内换料用水储存罐48向安全壳建筑28内部打开的排放口，在环境压力下，能够从安全壳内换料用水储存罐48中得到更大量的冷却剂水。在2010年12月20日提交的、并且受让给本申请的受让人的美国专利申请序列号No.12/972,568(在2012年6月21日公布，美国公布号为No.2012/0155597)更详细地描述了反应堆系统怎样被降压，使得冷却水能够从安全壳内换料用水储存罐48排入反应堆容器10中。
本发明通过最小化从乏燃料池中的乏燃料发出的衰变热而把能力扩展到给乏燃料池提供冷却，从而基于AP电站的其它安全系统进行了改进。这通过在将乏燃料传递至乏燃料池之前将反应堆容器中不再使用的乏燃料储存到反应堆安全壳22内达一个完整的燃料周期来完成。由于乏燃料池中的衰变热水平降低，卸载的乏燃料储存在安全壳内达一个燃料周期而所需的乏燃料池、铅罐装料坑(caskloadingpit)、和燃料传输槽中的水具有充足的热容量，以延长应对时间(将水蒸发并且暴露出储存的乏燃料之前的时间)。储存在安全壳内的乏燃料的衰变热将不会对事故之后的安全壳峰值压力产生影响，因为如将在下面解释的那样，该燃料在贡献给安全壳主体和能量之前必须首先加热安全壳内换料用水储存罐中的水。同样地，来自储存在安全壳内的乏燃料的额外衰变热将对长期被动式安全壳冷却系统的性能只具有很小的影响(理想情况下，被动式安全壳冷却水储存罐32的排放速率能够调节为负责储存在安全壳内的乏燃料的额外衰变热，但是这种调节将仅仅大约为7克/兆瓦额外衰变热)。
本发明的一个优选实施例是使已辐照的燃料从反应堆容器10中移出并储存在安全壳内的一个“罐”中，所述“罐”位于换料腔层的98英尺1英寸高度之下(如在图4中示意性地示出的那样)。优选地，设置有两个“罐”：一个罐用于将不会返回至反应堆容器的乏燃料(在图4至图8中显示为用附图标记50表示的长期储存罐)，并且一个罐用于将返回至反应堆容器中并且在随后的燃料周期中使用的已辐照的燃料组件(在图4至图8中显示为短期储存罐52)。在该实施例中，这些罐中的第一个罐位于堆芯的下部内部件储存支架的下方。调整下部内部件储存支架，使得当/如果下部内部件需要从反应堆容器10中移开时，下部内部件储存支架能够放置在长期储存罐的封罩56的顶部(如图6和图8所示)。下部内部件储存支架54通常将被储存在换料腔的外部。上部内部件储存支架在图8中示出为毗邻燃料传输机76和长期储存罐50。优选地，罐的顶部将在98英尺1英寸的高度处，并且将具有闭合盖56、58(如图6所示)，并且将足够深以容纳14英尺长的AP燃料组件，并且在燃料上方提供充足的水用于屏蔽；这导致罐的底部处于大约76英尺的高度处。罐50、52装备有附接至或延伸至罐底部的进水管和安装在顶部的排水管线。罐设计成使得水通过乏燃料衰变热驱动能够从罐的底部连接部自然循环至罐的顶部连接部。短期储存罐52设置用于换料期间暂时从反应堆容器移出的已辐照的燃料。罐50、52中的每一个均分别具有燃料格架62、64，所述燃料格架具有用于每个燃料组件的单独单元，所述燃料格架维持组件之间的间隔。由于短期储存燃料组件被卸载并且之后必须被重新装载到反应堆容器10中，因此期望给短期储存罐52装备能够容易打开和关闭的闭合顶盖。期望的是，这包括在每一个燃料格架64单元上方的永久安装的盖子，燃料格架的单元中的每一个单元均具有用于每个燃料组件的各自的、小的封罩60或舱盖。
罐的底部管路和顶部管路66、68均包含阀，所述阀能够定位成使得底部入口管和顶部排出管在换料操作期间均与换料腔70中的水对准，或者当换料腔在停机期间或正常发电操作期间被排空时与安全壳内换料用水储存罐48中的水对准。阀72位于阀室74中，优选位于安全壳内换料用水储存罐之下，并且能够从邻近的环路隔室或者经由竖直的进入隧道接近(以防止涌出并且不影响当前的安全壳涌出水位)。在图6、图7和图8中，长期罐50示出为具有可密封盖子的圆筒形罐，所述可密封盖子设计成抵抗来自安全壳内换料用水储存罐的静水压；而短期罐示出为具有衬垫的拱形罐。
将从反应堆容器10中最新卸载的燃料保持在安全壳内、并且在一个完整的燃料周期内不将乏燃料传输至乏燃料池，这极大地降低了乏燃料池的衰变热载荷，从而极大地延长了应对时间(需要加热并且煮沸完乏燃料池中的乏燃料上方的可用水的时间)，并且如果通过空气冷却乏燃料池的话则能够进一步延长应对时间，如与此一起同时提交的同时待审的申请序列号No.____(代理人案号NPP2012-003)所解释的那样。安全壳内的乏燃料能够根据情况利用先前描述的现有被动式安全壳冷却系统，以利用水辅助蒸发或仅靠空气冷却来提供排热。
还应当理解的是，只在安全壳内采用长期储存罐50而不采用短期罐能够延长AP电站的应对时间。在这种情况下，在正常操作期间，最新卸载的堆芯将保持在安全壳内，因此降低了乏燃料池中的衰变热载荷。在卸载全部堆芯期间，将被重新装载到反应堆容器中的燃料组件暂时放置在乏燃料池中。在此期间，被动式安全壳冷却水储存罐能够与乏燃料池对准，以延长其应对时间；同时来自长期储存罐50中的被卸载的燃料组件的衰变热能够通过仅冷却安全壳壳体28的空气而传递到环境中。
下面将描述作为换料操作一部分的使用两个罐的方法。在移开反应堆容器的顶盖12并且用水填充换料腔70之后，乏燃料长期储存罐50的下部入口66和上部排水管线68与换料腔70对准，从而将通过所述罐自然循环的冷却水从安全壳内换料用水储藏罐的水切换至换料腔的水。相同的操作将应用于乏燃料短期储存罐52。然后，打开当前用于主动冷却换料腔中水的装置，并且关闭对安全壳内换料用水储藏罐中的水的主动冷却。当移开反应堆容器的上部内部件并且开始换料时，打开长期储存罐50(储存来自之前换料停机(outage)的乏燃料)的封罩56，并且通过燃料传输机76移出长期储存罐中的乏燃料并且通过燃料传输管78将长期储存罐中的乏燃料传输到如图1示意性地示出的乏燃料池24中。然后，开始执行取出反应堆容器10中的燃料的操作，并且将在下一燃料周期中不再使用的燃料放置在长期储存罐50内，并且复位和紧固长期储存罐的盖子56。然后，如果要卸载整个堆芯，那么将移出反应堆容器10中的剩余燃料，并且将所述剩余燃料放置到燃料短期储存罐52中。在停役期间，当换料腔被排空时以及如果换料腔被排空，则在排空换料腔之前将来自燃料短期储存罐52的燃料移动到乏燃料池24中。长期储存罐50再次与安全壳内换料用水储存罐对准，从而将自然循环的冷却水流从换料腔切换到安全壳内换料用水储存罐。还将打开主动冷却安全壳内换料用水储存罐中的水的装置，并且将关闭换料腔中的水的主动冷却。当开始对容器换料时，所述罐与反应堆换料腔再次对准，如在反应堆换料腔填充水时那样。然后，来自已辐照燃料短期储存罐52的燃料将被再次装载到反应堆容器10中，并且来自乏燃料池的新燃料将被添加到反应堆容器中。在对反应堆容器10换料之后并且当换料腔70中的水被传输到安全壳内换料用水储存罐48中时，对准乏燃料长期储存罐50，使得冷却流从安全壳内换料用水储存罐48自然地循环、或者自然地循环至安全壳内换料用水储存罐48。还将关闭主动冷却换料腔中的水的装置，并且将打开安全壳内换料用水储存罐中的水的主动冷却。
另外，当已辐照燃料长期储存罐50和/或燃料短期储存罐52处于自然循环至换料腔或安全壳内换料用水储存罐以冷却乏燃料的操作时，换料腔或安全壳内换料用水储存罐中的水应该被冷却并且保持在100℉(37.8℃)处或之下，以最小化安全壳内的蒸发和/或雾化。在反应堆容器的下部内部件需要被移开(在已经移开反应堆容器中的所有燃料之后)的情况下，下部内部件储存支架54将放置在乏燃料长期储存罐50上，并且正常地储存下部内部件。
由于来自乏燃料的大量热量(所述热量将会添加到换料腔或安全壳内换料用水储存罐)，因此需要为每个水体(waterbody)提供泵送冷却。优选地，泵利用刚刚位于正常水位之下的抽吸管线从这些罐的顶部进行抽吸，并且冷却回流管线应该具有虹吸中断装置，以在发生管线破裂的情况下避免排空换料腔或安全壳内换料用水储存罐的可能性(类似于当前的乏燃料池抽吸和回流管线)。该抽吸管线的位置在不首先加热整个水体积的情况下使加热的水能够从换料腔或安全壳内换料用水储存罐中吸出。由于泵的抽吸管线应该分别位于换料腔或安全壳内换料用水储存罐的正常满水位82、80附近，并且由于换料腔70或安全壳内换料用水储存罐48的冷却是连续操作(在大部分换料期间和在正常操作期间)，因此应该提供与乏燃料系统和正常余热移除系统的泵和换热装置分开的泵和换热装置。
尽管已经详细地描述了本发明的具体实施例，但是本领域的技术人员将理解，根据本公开的总体教导能够对那些细节做出各种修改和替换。因此，公开的特定实施例仅用于阐述目的并且不限制本发明的范围，本发明的范围将由所述权利要求及其任何和全部等同物全面地给定。
Claims (15)
1.一种具有核反应堆一次冷却剂环路(20)的核蒸汽供应系统，所述核反应堆一次冷却剂环路包封在气密密封的安全壳(22)内，所述安全壳包括：
核反应堆容器(10)，所述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯(14)中，所述核反应堆容器被支撑在安全壳(22)内且作为核反应堆一次冷却剂环路(20)的一部分；
换料腔(70)，所述换料腔在安全壳(22)内核反应堆容器(10)的上方延伸；
安全壳内换料冷却剂储存罐(48)，所述安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯(14)上方的高度处支撑在安全壳(22)内且在换料腔(70)的外部，用于根据指令给换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的换料冷却剂，所述安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位(80)，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大体上保持在所述满液位处；和
已辐照核燃料组件储存罐(50、52)，所述已辐照燃料组件储存罐支撑在安全壳(22)内且在换料腔(70)的一部分之下，所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架(62、64)，用于在反应堆容器(10)处于操作状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯(14)外部，并且已辐照核燃料组件储存罐构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管选择性地放置成与安全壳内换料冷却剂储存罐(48)或换料腔流体连通。
2.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，包括便携式反应堆下部内部件储存格架(54)，所述反应堆下部内部件储存格架构造成在已辐照核燃料组件储存罐(50、52)的盖处于关闭状态时装配在所述盖上，用于在反应堆下部内部件从核反应堆容器中移出时储存反应堆下部内部件，并且反应堆下部内部件储存格架构造成在需要进入已辐照核燃料组件储存罐(50、52)的内部以储存核燃料时从所述盖上移开。
3.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，其中，所述已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐(50)和核燃料组件短期储存罐(52)，所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成独立地储存燃料组件。
4.根据权利要求3所述的核蒸汽供应系统，其中，所述核燃料组件长期储存罐(50)具有包括多个燃料组件格架(62)的内部，所述核燃料组件长期储存罐的多个燃料组件格架通过由可移除的第一盖(56)密封的第一进入口接近，并且核燃料组件短期储存罐(52)具有包括多个燃料组件格架(64)的内部，所述核燃料组件短期储存罐的多个燃料组件格架分别通过对应的各燃料组件格架开口盖(60)接近，所述燃料组件格架开口盖支撑在核燃料组件短期储存罐的第二进入口内，燃料组件格架开口盖中的每一个在闭合位置中均覆盖所述多个燃料组件格架的对应的开口，并且在打开位置中均提供进入对应的开口的通道。
5.根据权利要求4所述的核蒸汽供应系统，其中，所述第二进入口包括第二盖(58)，所述第二盖密封第二进入口，其中，所述第二盖承坐在各燃料组件格架开口盖(60)之上。
6.根据权利要求3所述的核蒸汽供应系统，其中，所述核燃料组件长期储存罐(50)是圆筒形罐，并且所述核燃料组件短期储存罐(52)是具有衬垫的拱形罐。
7.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，其中，在已辐照核燃料组件的储存罐(50、52)和安全壳内换料冷却剂储存罐(48)之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。
8.根据权利要求7所述的核蒸汽供应系统，其中，在已辐照核燃料组件的储存罐(50、52)和换料腔(70)之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。
9.一种给核蒸汽供应系统换料的方法，所述核蒸汽供应系统具有包封在气密密封的安全壳(22)内的核反应堆一次冷却剂环路(20)，其中，所述安全壳包括：核反应堆容器(10)，所述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯(14)内，所述核反应堆容器被支撑在安全壳内且作为核反应堆一次冷却剂环路的一部分；换料腔(70)，所述换料腔在安全壳内核反应堆容器的上方延伸；安全壳内换料冷却剂储存罐(48)，所述安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯的上方的高度处支撑在安全壳内且在换料腔的外部，用于根据指令将换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的换料冷却剂，安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位(80)，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大体上保持在所述满液位处；和已辐照核燃料组件储存罐(50、52)，所述已辐照核燃料组件储存罐支撑在安全壳内且在换料腔的一部分之下，所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架(62、64)，用于在反应堆容器处于操作状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯外部，并且已辐照核燃料组件储存罐构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管选择性地放置成与安全壳内换料冷却剂储存罐或换料腔流体连通；所述方法包括：
向换料腔(70)注入来自换料冷却剂储存罐(48)的冷却剂；
将顶盖(12)从反应堆容器(10)上移开；
打开已辐照核燃料组件储存罐(50)上的盖(56)；
将燃料组件中的至少一些从堆芯(14)移出到已辐照核燃料组件储存罐(50)中；
关闭已辐照核燃料组件储存罐(52)上的盖(56)；
将多个新的燃料组件装载到堆芯(14)中；
关闭反应堆容器(10)上的顶盖(12)；
将换料腔(70)排空到安全壳内换料冷却剂储存罐(48)中；和
在从堆芯移开的燃料组件中的所述至少一些储存在已辐照核燃料组件储存罐(50)中的情况下起动反应堆(10)。
10.根据权利要求9所述的方法，包括以下步骤：
将已辐照核燃料组件储存罐的冷却剂导管构造成在换料腔被注入之后与换料腔流体连通；和
将已辐照核燃料组件储存罐的冷却剂导管构造成在换料腔被排空之后与安全壳内换料冷却剂储存罐流体连通。
11.根据权利要求9所述的方法，包括以下步骤：
使核蒸汽供给系统运行达一个运行周期；
关闭反应堆容器(10)；
向换料腔(70)注入来自换料冷却剂储存罐(48)的冷却剂；
从反应堆容器(10)移开顶盖(12)；
打开已辐照核燃料组件储存罐(50)上的盖(56)；
将已辐照燃料组件储存罐(50)内的燃料组件中的至少一些移动到安全壳(22)外部的乏燃料池中；
将燃料组件中的至少一些从堆芯(14)移出到已辐照核燃料组件储存罐(50)中；
闭合已辐照燃料组件储存罐(50)上的盖(56)；
将多个新的燃料组件装载到堆芯(14)中；
闭合反应堆容器(10)上的顶盖(12)；
将换料腔(70)排空到安全壳内换料冷却剂储存罐(48)中；和
在从堆芯移开的燃料组件中的所述至少一些被储存在已辐照核燃料组件储存罐(50)中的情况下起动反应堆(10)。
12.根据权利要求11所述的方法，其中，已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐(50)和核燃料组件短期储存罐(52)，所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成分开储存燃料组件，并且其中，将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中的步骤包括如下步骤：
识别堆芯(14)中的将不被返回至堆芯的燃料组件；
将堆芯(14)中的将不被返回至堆芯的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件长期储存罐(50)中；和
将堆芯中的将被返回至堆芯(14)的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件短期储存罐(52)中。
13.根据权利要求12所述的方法，其中，核燃料组件短期储存罐(52)包括具有隔室的燃料组件格架(64)，每个隔室具有能够装载进燃料组件中的一个的开口，每个隔室具有单独的封罩(60)，所述单独的封罩能够分别地移动至打开或关闭位置，所述方法包括如下步骤：
在燃料组件被装载到对应的隔室时，一次只打开一个封罩(60)，而其余封罩处于关闭状态。
14.根据权利要求12所述的方法，其中，反应堆容器具有下部内部件，并且核燃料组件长期储存罐(50)包括具有可移开的下部内部件储存支架(54)的盖(56)，可移开的下部内部件储存支架装配在所述盖的顶部上，所述方法包括如下步骤：
在不被返回至反应堆容器(10)的燃料组件被装载到核燃料组件长期储存罐(50)中之后，将下部内部件储存支架(54)装配到盖(56)上；
在已经从堆芯移开所有的燃料组件之后，将下部内部件从反应堆容器中移出；和
将下部内部件放置到可移开的下部内部储存支架(54)中。
15.根据权利要求9所述的方法，包括如下步骤：通过冷却剂穿过已辐照核燃料组件储存罐的自然循环来冷却已辐照核燃料组件的储存罐(50)。
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