CN106663476A - 从废燃料容器获取的电源 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种用于从废核燃料存储容器内产生的衰变热中大量获取有用的电功率或机械功率的装置。该功率用于对废核燃料存储容器的有源驱动空气热量移除系统进行供电，由此增大容器的热容量，或者该功率在发电站断电时用作紧急核电站电源。采用热电发电机或其它热发动机，使用存在于废核燃料存储容器的表面和容纳核燃料的容器部件周围的环境之间的热梯度，以产生功率。

Description

从废燃料容器获取的电源
相关申请的交叉引用
本申请是2013年3月13日提交的发明名称为“从废燃料容器获取的电源(A SourceOf Electricity Derived From A Spent Fuel Cask)”的美国专利申请序列No.13/798,271的部分继续申请并且要求享有其优先权。
技术领域
本发明大体上涉及从衰变热获得能量的功率源，特别地涉及从包含废核燃料的核废燃料存储容器获得能量的功率源。
背景技术
加压水核反应堆通常每18个月补给燃料。在补给燃料的过程期间，位于堆芯内的辐射性燃料组件的一部分被移除并且替换为重新设置在堆芯周围的新燃料组件。移除的废燃料组件通常在水下转移至分离的建筑物中，建筑物容纳有其中存储这些放射性燃料组件的废燃料池。废燃料池中的水足够深，以将辐射屏蔽至可接受的水平，并且防止燃料组件内的燃料棒达到可以破坏燃料棒的覆层的温度，覆层密封地容纳放射性燃料和裂变产物。冷却持续进行，至少直至燃料组件内的衰变热降低至燃料组件的温度可接受进行干储藏的水平为止。通常，废燃料组件存储在这种废燃料池内十五年的时间段，在此期间组件可以得以冷却，同时组件产生随时间呈指数衰减的衰变热。在十五年后，衰变热充分减少，使得可以将组件从废燃料池中移除并且转移至长期存储容器中，每个存储容器通常能够容纳21个或更多的组件。这些存储容器通常重新放置在核电站所在地的其它区域内，并且被无限期地存储。
由于燃料组件在存储容器内持续产生衰变热，因此使用自然对流空气流来进行散热。这保持存储容器内的温度处于适于所使用材料的水平。每个容器具有包含废燃料组件的不锈钢圆筒形内罐。不锈钢圆筒形内罐放置在存储容器的结构外壳内，结构外壳是厚的加强圆筒形混凝土壳体，壳体的内侧面衬有不锈钢。这一个这样的设计中，当组装时在内罐和容器外壳之间具有约3.50英寸(8.89cm)的径向间隙。图1和2示出了这种几何布置。图1示出了剖切的容器壳体10，其中没有安装内罐。容器壳体10通常包括三个环形混凝土部分(即下部区段12、中间区段14和上部区段16)，环形混凝土部分横向受剪力键18限制并且由系杆20保持在合适的位置中。钢衬里22位于区段12、14和16的内部周围，并且由热屏蔽层24和环形屏蔽环26遮盖。支撑轨28沿着区段12、14和16的内部竖直地延伸、并且将不锈钢内罐引导至合适的位置中、而且将不锈钢内罐与钢衬里22的内壁间隔开。位于区段12、14和16外部的中心开口42的下端部处的支撑管30支撑图2中所示的不锈钢内罐36。通常由筛网34遮盖的空气入口32通过混凝土壳体10的下部区段12的下部部分引入空气通过混凝土壳体的内部进入位于混凝土壳体10和圆筒形内罐之间的环形通道中，圆筒形内罐装配在混凝土外壳体10中的中心开口内。经由空气入口32进入的空气通过位于混凝土壳体10的上部区段16中的空气出口通道38排出，空气出口通道由筛网40遮盖。通常，多个空气入口32和多个空气出口通道38围绕外部容器10周向间隔开。一旦圆筒形内罐充满燃料组件并且装载至混凝土壳体10的中心开口42内，则顶盖41由延伸穿过顶盖并且进入环形密封环26中的螺栓43密封，以固定顶盖和圆筒形内罐36。
图2示出了在混凝土外壳体10内侧滑动的内罐36。内罐36具有钢外壳体44，钢外壳体在下端处由底部端板46封闭，底部端板覆盖位于底部封闭板50上的底部屏蔽塞48。垫片板52以间隔开的串列阵列布置在内罐的壳体44中，并且垫片板具有基本上对齐的正方形开口56，各个燃料组件定位在正方形开口中。对齐的正方形开口56在燃料组件之间维持了所设计的间隔。垫片板52由支撑杆54的组件保持在合适的位置处，支撑杆在垫片板的外周周围延伸穿过其中。排液口58和排气口60基本上在罐壳体44的长度上延伸，以排出罐内的水。内罐36的顶部由顶部屏蔽塞62封闭，顶部屏蔽塞由顶部内封闭板64覆盖。顶部内封闭板64包括器械端口66，器械端口与罐内的辐射和温度监视器连通，以将相应的输出信号传达至内罐36的外部。内罐组件覆盖有通过周向螺栓而固定在合适位置处的顶部外封闭板68，并且包括泄漏测试端口70，以用于确保在内罐上形成气密密封。
冷却空气流通过径向入口通道32进入容器壳体10底部处的环体中，并且在内罐36和混凝土外壳体10的钢衬里22之间的环体内发生的加热引起了空气的自然通风，空气通过容器顶部处的径向出口通道38排出。因而来自废燃料的残余衰变热随时间而消散至周围环境中。
本发明的一个目的是将来自废核燃料存储容器内的废核燃料的废热转换成有用功。
本发明的另一目的是将这种废热转换成能源，该能源可以用于进一步冷却废燃料容器，从而能够以增大的速度消散来自废燃料的热量。
本发明的又一目的是将这种废热转换成机械能或电能，所述机械能或电能可以用作其中存储容器的设施的辅助功率源。
发明内容
这些和其它目的通过废核燃料存储容器而实现，废核燃料存储容器具有用于存储核燃料的罐以及与罐处于传热关系的热发动机，热发动机用于将已存储的核燃料的潜热和周围环境之间的热量差转换成电能或机械能。在一个实施例中，废核燃料存储容器包括围绕罐的外部容器，在罐和外部容器之间具有环形空间。空气入口延伸通过容器的下部部分、从容器外侧延伸至环形空间中。空气出口延伸通过容器的上部部分、从环形空间延伸至容器外侧。优选地，热发动机与环形空间处于传热关系。在一个实施例中，通过传热介质实现传热关系，以将热量从环形空间转移至外部容器的外部。在一个这样的实施例中，传热介质是热管，热发动机可以选自兰金循环发动机、斯特林循环发动机或热电装置。
在另一实施例中，热发动机是支撑在环形空间内并且位于容纳核燃料的内罐的外表面上的热电装置。优选地，热电装置支撑在大体位于空气入口和空气出口之间的高度处。理想的是，热电装置支撑在大体位于空气入口和空气出口之间的居中位置处。
在另一实施例中，热发动机具有电输出，电输出连接至能够使冷却剂冷却的冷却剂循环系统。优选地，循环系统延伸通过外部容器和内罐之间的环形空间并且通过容器到达容器的外部，其中冷却剂循环系统在环形空间的内部和容器的外部之间循环流体冷却剂。
在另一实施例中，废核燃料存储容器包括使核电站的废燃料池内的流体冷却的冷却剂循环系统。理想的是，电功率形成为核电站的辅助功率源。
在另一实施例中，废核燃料存储容器包括流体循环系统，以用于在罐的外周的至少一部分上循环冷却流体，其中流体循环系统具有延伸穿过屏蔽容器的流体入口和流体出口，屏蔽容器围绕罐。流体折流系统设置成与流体出口流体连通，流体折流系统支撑在屏蔽容器上，其中热发动机至少部分地支撑在流体折流系统中，热发动机与从流体出口排出的流体处于换热关系。在一个这样的实施例中，流体折流系统是安装在屏蔽容器周围或屏蔽容器之上的大致环形通道。优选地，流体折流系统由屏蔽容器的上部支撑，并且流体折流系统具有相对于流体出口基本上气密地密封的入口。
在另一实施例中，流体循环系统具有围绕屏蔽容器周向间隔开的多个流体出口，并且流体折流系统与流体出口中的至少一些流体连通。在后一实施例中，穿孔管或穿孔板支撑在流体折流系统中、与流体出口流体连通，其中穿孔管或穿孔板至少部分地延伸通过流体折流系统，以用于将流体分布在通过折流系统的流体路径上。优选地，热发动机是多个热电发电机，所述多个热电发电机被支撑经过流体折流系统的流体路径。理想的是，翅片在折流板支撑结构的外侧上延伸，以促进传热，并且流体路径以弯曲路线竖直地延伸。
附图说明
在结合附图阅读对优选实施例的下列描述时，可以进一步理解本发明，在附图中：
图1是废燃料容器的外壳体的等大视图，外壳体部分分解以示出移除的顶盖并且部分剖切以露出外壳体的内部；图1还示意性地示出了应用来自废核燃料的废热以向核设施的多个方面提供功率的多个实施例；
图2是废核燃料容器的内罐的等大视图，内罐被部分分解并切除以露出其内部，内罐的内部容纳废核燃料组件；
图3是热电模块的示意图，热电模块可以用作在图1和2中所示的废核燃料容器的一个实施例中采用的功率发生系统的一部分；
图4是图1和2的废核燃料容器的混凝土外壳体和内罐表面的温度分布图的曲线图示；
图5是废核燃料容器的等大视图，其示出了混凝土外壳体，其中部分地移除了内罐；
图6是废核燃料容器的混凝土外壳体的一部分的截面的示意图，其示出了延伸通过本发明的另一实施例的冷却空气路径；以及
图7是可用于本发明的热电发电机的一个示例的功率输出对温差的曲线图。
具体实施方式
本发明提供了一种用于将废燃料容器的废热转换成可用于支持许多功能的电功率或机械功率的器件。在一个实施例中，热电发电机安装在废燃料容器的内罐的外表面上。热电发电机利用容纳核燃料的内罐以及空气流之间的温差增量(delta)以产生功率，所述空气流位于内罐和混凝土外壳体之间的环形空间中。通常，可商购获得的热电装置在装置上具有300°F(149℃)或更大的增量T时将产生可观的功率。图3中示出了示例性的热电装置，通常由附图标记72指代热电装置。热电装置72通常包括由N型和P型掺杂半导体材料74构成的两个或更多个元件，这些元件串联电连接并且并联热连接。N型材料被掺杂，以使其将具有过量的电子(比完成理想的分子晶格结构所需量更多的电子)，并且P型材料被掺杂，以使其将电子不足(比完成理想的分子晶格结构所需量更少的电子)。N型材料中的额外电子和因P型材料中电子不足而形成的空穴是将热量从热源76通过热电材料移动至热沉78的载体，所述热沉在这种情况下是位于混凝土壳体10内侧的衬里22和内罐的壳体44之间的环体。由热电模块(例如图3中所示)产生的功率正比于热电模块的每侧之间的温差的幅度。根据该实施例，热电发电机将在位于罐轴向高度的大致居中位置处的区域内附接至圆筒形内罐36的外周周围，所述区域通常位于距罐底部75至125英寸(190.5cm至317.5cm)处，即约内罐表面积的约四分之一。这种表面积在图2中由附图标记80指代，并且在图2中象征性地示出了由附图标记82指代的一个这种热电发电机。图4中给出了容器中的不同部件的温度分布图。如图中可见的，在中间高度区域中的内罐36的表面温度约为470°F(243℃)。空气温度将一定大于混凝土外壳内侧的温度，并且可以由该部件上的能量平衡而算出空气温度。谨慎地使用从外部容器表面传递至大气的总对流和辐射传热损失，并且使该总对流和辐射传热损失与传递至混凝土外壳的内侧的对流传热相等，能够估算环体内的空气温度。使用2.0B/hr-ft2-华氏温度的自由对流传热系数，可以发现空气温度比外壳表面的温度约高10度，或者空气温度的最大值为170°F(77℃)。因而，在罐壳体44和位于环体的中心部分处的空气流之间存在300°F(149℃)的温差，所述环体位于罐壳体44和混凝土外壳体10的内壁之间。
在该限定区域中应用可商购获得的热电发电机元件将致使从每个容器产生高达10千瓦的功率。由于在燃料组件装载至容器内之前的最少十五年中，衰变热已经呈指数衰减，因此剩余的衰变热水平保持相当恒定，从而在需要时始终可获得该功率。一旦废燃料池已满，则每次补给燃料卸货需要三个附加的长期存储容器，因此每十八个月(即燃料补给周期)可获得总计约30千瓦的附加潜在功率。热电发电机元件72类似于独立电池地作用，并且可以以串并联组合的方式电连接，以提供用于特定应用的电压和电流水平。这种无源产生的功率可以用于许多重要之处，例如在现场或装置外功率损耗期间(发电站断电时)。通常，在这种状况期间，发电站必须利用唯一的备用电池系统来应对，以向基本负载供电。对于而言，即由宾夕法尼亚州的Cranberry镇的西屋电气有限责任公司提供的无源核电站设计，这种应对能力至少是72小时，而对于更老旧的现有发电站而言时期短得多。每个容器产生的功率可以用于电池充电、控制室内照明、满足仪器需求和功率以冷却废燃料池(例如图1中示意性示出且由附图标记84指代的废燃料池)，由此在发电站断电情况下延长发电站应对时间。
在每个容器86(容器在图5中示出为部分组装，其中燃料组件束88位于内罐36中)中产生的功率可以用于在环体90中提供强迫空气通风，由此显著地增大容器86的热量移除能力。为此目的，热电发电机元件82示出为通过电导线92连接至鼓风机或风扇94，鼓风机或风扇将使空气从空气入口32向上移动通过环体90，并且通过位于混凝土壳体10的上部部分中的空气出口38而排出空气。作为替代，当鼓风机或风扇由位于环体90内的热电元件驱动并且通过延伸穿过混凝土外壳体10的导线供电时，鼓风机或风扇94可以位于混凝土壳体10的外侧并且通过管道系统连接至空气入口32和空气出口38。用于迫使空气移动通过环体90的任一装置允许提前将燃料组件从废燃料池中卸下，并且减少了废燃料池上的衰变热负载。这可以非常有利地在发电站断电状况期间减小废燃料池的冷却需求，并且改善了发电站的应对策略。
作为替代，可以采用延伸穿过环体90并且穿过混凝土外壳体10的热管96，以将环体90中或内罐36内产生的热量传递至外侧，在该外侧处可以采用热量来驱动机械热发动机，例如图1中分别由附图标记98和100象征性地示出的斯特林循环发动机或兰金循环发动机。可以采用斯特林循环发动机或兰金循环发动机来驱动鼓风机94以迫使空气通过环体或者驱动泵102，泵可以用于使得废燃料池的水106循环通过换热器104，在换热器处水可以被冷却并且返回至废燃料池84。兰金循环发动机和斯特林循环发动机的操作在2012年7月26日提交的申请序列No.13/558,443(代理人卷号No.CLS-UFS-001)中进行了更为详尽的描述。
在一些情况下，在已经装载燃料组件88并且密封容器之后，不可能进入位于混凝土屏蔽容器外壳体10和内罐44之间的环体。本发明还设想了使用热发动机的方法(例如热电发电机技术)，以便在无需向容器内设置任何硬件的情况下利用来自废燃料的能量。
热电发电机元件在如前所述的两个温度之间运转，并且通常性能或能量转换效率将取决于温差。使用内罐壳体表面提供了罐壳体和流动通过环体的冷却空气流之间的相对大的增量T。然而，在周围环境空气和已经吸收了约92％衰变热能的排出冷却空气之间也可获得充分但更小的增量T。在接受更低的能量转换效率时，仍然可以使用热电发电机技术以产生相当有用的功率，而无需进行内部容器改变。
相应地，本发明还设想了放置折流支撑结构，折流支撑结构可以放置在容器顶部之上并且由牢固的混凝土屏蔽外壳体支撑。在图6中示出了这种布置的一个实施例的普遍结构。在各图中，使用相同的附图标记来指代相应的部件。对于环形容器壳体10而言，折流支撑结构可以呈环形圆筒体110的形式，环形圆筒体围绕容器延伸、并且支撑在搁置于容器顶部上的凸缘116上、而且向下延伸至空气出口38，空气出口穿过混凝土容器屏蔽壳体10。在支撑凸缘116的下方使用垫圈118并且在折流支撑结构和混凝土壳体10之间且在折流支撑结构110的底部周围使用弹性体密封件114防止了排出空气流在进入折流区域之前泄漏。一系列折流板122引导排出空气流在释放至大气之前以弯曲方式从空气出口38排出。支撑结构壁的内侧表面与直接暴露至加热的排出空气流的相应热电发电机82对齐。支撑结构壁的外侧表面暴露至更冷的环境空气。支撑结构材料由导热性相对较高的合金(例如铝)制成。在需要时，翅片108添加至支撑结构壁的该外表面，以促进环境和支撑结构之间的传热。可以在折流结构的入口处设置穿孔板112，以将空气流分布在折流壁上。由于空气出口38通常在不连续的位置处围绕混凝土容器周向间隔开，因此穿孔板112作用以将空气流分布在圆筒形折流装置内的环体周围。
能够以这样的方式从容器获得的电能的量将根据所使用的热电发电机的类型而改变，在图7中示出了代表性示例(Tellurex型号G2-56-0375)的性能。离开容器的空气温度将取决于容器环体内的局部传热特性和空气的质量流。使用BNFL W21罐存储FSAR中给出的热数据，计算出离开容器的空气流的排出温度为约103摄氏度。环境温度为25-30摄氏度时，可看出由单一热电发电机元件产生的功率约为2.5瓦特。通过使用图6中所示的圆筒形区域以安装热电发电机元件，对于每10英寸的高度可以产生约3kW的直流功率。由于从空气中提取了能量，因此温度将下降，减少了下游元件的功率输出。对于每3kW的热电发电机功率而言，计算出空气流温度下降约10摄氏度，从而实际限制可能是热电发电机元件的两个区域，其中每个容器的总功率输出为约6kW。对于现场具有可能20个容器的老旧发电站而言，这潜在地表示始终可获得120kW的稳定直流功率，该稳定直流功率在发电站断电期间对于仪器、通风风扇、小泵或者维持发电站安全性所需的其它装置的供电而言是非常重要的。作为比较，对于使用现场辅助柴油驱动发电机的发电站而言，72小时后的发电站断电负载约为35kW。
因而，本发明提供了非常实用的方式，以在已经存储废燃料容器的任意场所处无源地产生直流电功率。虽然已经详细地描述了本发明的特定实施例，但是本领域技术人员将意识到的是，根据本发明的总体教导，可以研发出对这些细节的各种修改和替代方案。因此，所公开的特定实施例旨在仅仅是示意性的，而并不限制本发明的范围，本发明的范围由随附权利要求及其任何和所有等同方案的完全范围所给定。

Claims (15)

1.一种废核燃料存储容器(86)，包括：
罐(22)，所述罐用于存储辐射性核燃料(88)；以及
热发动机(82)，所述热发动机与罐(86)处于传热关系，以用于将已存储的核燃料(88)的潜热和周围环境之间的热量差转换成电功率或机械功率。
2.根据权利要求1所述的废核燃料存储容器(86)，包括：
外部容器(10)，所述外部容器围绕罐(22)，在外部容器和罐之间具有环形空间(90)；
空气入口(32)，所述空气入口从外部容器的外侧延伸穿过外部容器(10)的下端至环形空间(90)；
空气出口(38)，所述空气出口从环形空间(90)延伸穿过外部容器(10)的上端至外部容器的外侧；以及
其中，热发动机(82)与环形空间(90)处于传热关系。
3.根据权利要求2所述的废核燃料存储容器(86)，其中，通过传热介质实现传热关系，以将热量从环形空间传输至外部容器(10)的外部。
4.根据权利要求3所述的废核燃料存储容器(86)，其中，传热介质是热管(96)。
5.根据权利要求2所述的废核燃料存储容器(86)，其中，热发动机选自于兰金循环发动机(100)、斯特林循环发动机(98)和热电装置(82)。
6.根据权利要求5所述的废核燃料存储容器(86)，其中，热电装置(82)支撑在环形空间(90)中并且位于罐(22)的外表面上。
7.根据权利要求1所述的废核燃料存储容器(86)，其中，热发动机(82)具有电输出，电输出连接至能够操作以使冷却剂冷却的冷却剂循环系统。
8.根据权利要求1所述的废核燃料存储容器(86)，其中，电功率形成了用于核电站(84)的应急辅助功率源。
9.根据权利要求1所述的废核燃料存储容器(86)，包括：
流体循环系统，所述流体循环系统用于在罐(22)的外周的至少一部分上循环冷却流体，流体循环系统具有延伸穿过屏蔽容器(10)的流体入口(32)和流体出口(38)，屏蔽容器围绕罐；以及
流体折流系统(122)，所述流体折流系统与流体出口(38)流体连通，流体折流系统支撑在屏蔽容器(10)上，其中，热发动机(82)至少部分地支撑在流体折流系统中、热发动机与从流体出口排出的流体处于换热关系。
10.根据权利要求9所述的废核燃料存储容器(86)，其中，流体折流系统(122)是装配在屏蔽容器(10)周围或屏蔽容器上的大致环形通道(120)。
11.根据权利要求10所述的废核燃料存储容器(86)，其中，流体折流系统(122)由屏蔽容器的上部部分支撑。
12.根据权利要求9所述的废核燃料存储容器(86)，其中，流体循环系统具有围绕屏蔽容器周向间隔开的多个流体出口(38)，流体折流系统(122)与所述多个流体出口中的至少一些流体连通，流体折流系统包括支撑在流体折流系统内的穿孔板(112)，穿孔板与流体出口流体连通，穿孔板至少部分地延伸经过流体折流系统，以用于在通过流体折流系统的流体路径上分配流体。
13.根据权利要求9所述的废核燃料存储容器(86)，其中，热发动机(82)是多个热电发电机，所述多个热电发电机被支撑经过流体折流系统的流体路径。
14.根据权利要求13所述的废核燃料存储容器(86)，其中，翅片在流体折流系统(122)的外侧上延伸，以促进传热。
15.根据权利要求9所述的废核燃料存储容器(86)，其中，流体折流系统(122)具有以弯曲路线竖直地延伸的流体路径。
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