CN107180661A - 一种乏燃料运输容器余热排出装置 - Google Patents

一种乏燃料运输容器余热排出装置 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种乏燃料运输容器余热排出装置,包括充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器、排气回路,充水回路、充气回路共用一个三通阀后依次与气水排出回路、冷却系统、气水分离器、排气回路通过管路连接。本发明可独立完成充水溶硼、充水排气、循环冷却、排出气体冷却、汽水分离、空气过滤、容器排水等功能,单一设备就可以满足乏燃料运输容器余热排出的工艺要求。本发明使用上增加了充水溶硼工艺:该工艺用于溶解回路中的结晶硼,防止堵塞回路,工艺更完整。本发明采用沉浸式换热方法,将热交换部件直接浸入沉浸式换热器,换热效果好且结构简单。

Description

一种乏燃料运输容器余热排出装置
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂乏燃料转运过程中,为保证乏燃料组件安全卸出容器,进行冷却容器、置换气体和形成屏蔽的乏燃料运输容器余热排出装置。
背景技术
我国采取“闭式核燃料循环”策略,核电站乏燃料暂存于燃料厂房5到10年,随着组件内高放射性物质衰变及其衰变热的减退,再运输到后处理厂中间贮存并处理,回收乏燃料组件中的铀和钚,同时空出水池内有限的贮存空间,满足核电厂的运行要求。
目前,我国乏燃料中间贮存能力和处置能力不足,中核四0四厂是国内能够接收商业核电站乏燃料组件唯一单位,原有两个总容量500吨水池已满容,新建800吨水池不满足抗震要求不能运行;我国后处理技术尚处于科研阶段,引进国外技术的大型商业核燃料后处理大长预计2030年才能投入运行。
2013年,大亚湾核电站1、2号机组燃料水池接近满容,但后处理厂却因容量限制无法接收乏燃料组件,核电站面临停堆,这将带来巨大的经济损失和社会影响。为此需要启动乏燃料厂内转运工作,而此项工作在国内尚属空白,没有先例,核电站也没有相关设备。
现有使用的卸料冷却装置,需专门的冷却水循环和过滤回路,设备较为复杂,在使用过程中会产生较多的放射性废固,同时缺少过滤器状态监测且过程监测数据不完整。
基于此,研究并开发设计一种冷却容器、置换气体和形成屏蔽的乏燃料运输容器余热排出装置。
发明内容
本发明的目的在于:基于现有技术中,装满乏燃料组件的容器在开盖时,容器内部温度高,且充满放射性气体,需要将容器充满水,并将内部的放射性气体全部排出从而形成生物屏障,但是温差较大引起的热应力对燃料组件包壳造成损伤,现提供一种乏燃料运输容器余热排出装置,采用沉浸式换热方法,将待热交换的的乏燃料组件浸入容水装置,换热效果好且结构简单,解决了温差较大对燃料组件造成的损坏,且不需要专用的冷却循环、过滤回路,避免产生较多的放射性废固。
本发明通过下述技术方案实现:
一种乏燃料运输容器余热排出装置包括充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器、排气回路,充水回路、充气回路共用一个三通阀后与气水排出回路连接,气水排出回路与冷却系统连接,冷却系统与气水分离器连接后与排气回路连接;
冷却系统包括沉浸式换热器,沉浸式换热器位于容水装置内,沉浸式换热器内的换热管的下端与气水排出回路通过管道连接,换热管的上端与容水装置连通,容水装置通过冷却管与气水分离器连接,沉浸式换热器位于开孔筒体的下端,开孔筒体位于容水装置内,开孔筒体(303)的上端设有用于收集放射性气体的分隔罩,分隔罩的内部还设有过滤器。
本技术方案中充水回路或充气回路、气水排出回路、气水分离器、排气回路构成一个回路系统,共同避免乏燃料运输容器在冷却乏燃料组件时内外温差对组件造成的损伤,其中充水回路与三通阀连接后,将冷却水注入乏燃料运输容器的注水口,降低乏燃料运输容器内的温度,减小容器内外的温度差,为开盖作准备。三通阀的设置,可在充气回路与充水回路之间进行转换,充气回路与三通阀连接时,压缩空间经充气回路进入乏燃料运输容器内从而将容器内的高温气体通过气水排出回路排放至冷却系统,使乏燃料运输容器的气体压力达到预定压力值,冷却后通过排气回路排出至厂房排气系统。
其中,本技术方案中充气回路、充水回路均与同一个三通阀连接,则整个过程可实现气水交替,三通阀具有电动或气动自动切换的功能。
本技术方案中所述冷却系统中的沉浸式换热器,其主要作用是冷却高温气体或水,与其他换热器相比,采用沉浸式换热器,充水回路从水池中抽的水作为冷却水的水源,利于热量的交换,从沉浸式换热器排出的高温气体或水通过水池中的水换热,直接进行热量交换,较其他换热器相比增加一道换热操作,增加换热效果,并减少了冷却剂循环回路,常用的冷却剂循环回路包括管路、水泵、电气控制系统,则使本技术方案结构相对较为简单。
本技术方案所述沉浸式换热器中的换热管,换热管的出口采用螺旋向下设置,则排出的气体或水在出口形成螺旋切向水流,搅动容水装置内的冷却水,将沉浸式换热器周围的热量带走,同时高温气体或水在循环后排入水池中,再次进行热量交换。经冷却后的高温气体通过排气回路,具体可为排气回路中的负压风机,保持分隔罩内呈负压状态,排出的气体经分隔罩收集,并通过过滤器过滤后进入气水分离器。
其中,分隔罩的设置,配合排气回路中的负压风机可对开孔筒体内的放射性气体进行收集,将放射性气体通过分隔罩收集到过滤器内排出,防止放射性气体进入大气环境。
过滤器,具体可为柱形粉末冶金型过滤器,具有良好的耐湿性能,可以初步过滤气体内的水、颗粒等。
本技术方案中通过创造性的设计沉浸式换热器在不增加能动部件的前提下,实现冷却剂在水池内的循环流动。换热管的下端与气水排出回路通过管道连接,换热管的上端与容水装置连接,排出的高温气体或水在换热管内螺旋逆向上升,与设置在沉浸式换热器外的容水装置内的冷却水进行充分的热量交换,减小乏燃料运输容器开盖过程中由于温差太大产生的热应力对燃料组包壳造成损坏。
同时本技术方案中乏燃料组件置于乏燃料运输容器中,排出高温介质通过气水排出回路进入冷却系统的沉浸式换热器中,沉浸式换热器排出的气体或液体直接进入容水装置中再次冷却,可将进入沉浸式换热器中的气体所携带的放射性物质通过容水装置内的水进行过滤,放射性物质直接进入容水装置中,故与其他形式的换热器相比,减少在冷却操作前安装过滤装置的成本,同时减少了过滤装置中过滤放射性物质后形成的放射性废固。
进一步地,所述开孔筒体上设有小孔,沉浸式换热器通过小孔与容水装置连通。
本技术方案所述的开孔筒体用于容纳沉浸式换热器,开孔筒体位于容水装置中,容水装置具体结构可为水池结构,且开孔筒体可为筒形容器,小孔设置在筒形容器的筒壁上,便于沉浸式换热器可充分接触到容水装置中的冷却水,加速换热效果,简化换热回路,且沉浸式换热器的出水口具有搅浑的功能。
进一步地,所述充水回路包括水泵,水泵与三通阀之间的连接管路上依次设有流量检测装置、流量调节阀、第一温度检测装置、第一压力检测装置;
充气回路包括依次连接的空气过滤器、压力显示装置、减压阀、电磁阀、单向阀,单向阀与三通阀连接;
气水排出回路包括第二温度检测装置、第二压力检测装置、液位检测装置,第二温度检测装置、第二压力检测装置、液位检测装置依次设置在乏燃料运输容器与冷却系统连接的管路上,乏燃料运输容器与三通阀通过管路连接。
这里对充水回路、充气回路、气水排出回路的结构进行进一步优选,其中充气回路的流程如下,厂房压缩空气通过空气过滤器、压力显示装置,减压阀,电磁阀,进入乏燃料运输容器的进水口;从乏燃料运输容器的出气口排出的气体或水通过第二温度检测装置、第二压力检测装置、液位检测装置进入冷却系统,冷却系统排出的气体依次进入气水分离器、排气回路。
充水回路的流程为:水泵从水池中汲水,通过流量检测装置、流量调节阀、第一温度检测装置、第一压力检测装置,并经过三通阀,将从水池中汲取的冷却水从乏燃料运输容器的进水口注入,从乏燃料容器的出气口排出的气体经过第二温度检测装置、第二压力检测装置、第一液位检测装置进入冷却系统,冷却系统排出的气体依次进入气水分离器、排气回路排出至厂房通风系统中,排气回路中排出的水可直接进入水池,从而将整个过程中的冷却水进行循环利用。
其中气水排出回路为充水回路或充气回路经过三通阀、乏燃料运输容器后后为气水共用的回路,三通阀自动切换回路后,可将压缩空气或冷却水交替充入。其中气水排出回路中的液位检测装置的具体结构为液位开关,在乏燃料运输容器充满水后可自动切换到单纯充水状态,防止气体进入乏燃料运输容器。其中,乏燃料运输容器的内部装有乏燃料组件。
进一步地,所述气水分离器的内侧设有挡水罩、滤芯、滤水碗,挡水罩的上端与滤水碗连接,滤芯的下端延伸到挡水罩的内部,分离后的水从位于气水分离器底部的出水口排出。
气水分离器为筒形容器,内侧装有挡水罩、滤芯、滤水碗,水或气体从气水分离器的上端进入,经过滤芯分离作用后,气体从气水分离器的顶部排出,而分离后的冷却水从气水分离器的下端水管流出。挡水罩的作用是使分离后的水从气水分离器的下端流出,避免从其他方向流出,从而达到气水分离的目的。
进一步地,所述排气回路包括与气水分离器的出口连接的负压风机,负压风机与中效过滤器连接,中效过滤器与高效过滤器连接,高效过滤器与排风风机连接,气水分离器的上端进气口与沉浸式换热器的顶端出气口的连接管路上设有第三温度检测装置。
冷却系统循环时,整个回路系统只执行充水流程,直至乏燃料运输容器的出口水温度达到设定的冷却温度,乏燃料容器内的温度可通过第二温度检测装置进行检测,达到预定冷却温度后,系统自动停止工作。装置在进行冷却循环时,仍有少量气体经与冷却系统、气水分离器、负压风机、中效过滤器、高效过滤器、排风风机后进入厂房的排风系统。在排气回路中采用二级风机,保持系统内负压,防止气体放射性气体污染环境。
进一步地,所述还包括车体,所述充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器、排气回路均位于车体内,车体包括车轮和箱体,箱体的四周均设有小门,箱体的箱顶为可拆顶板,箱体的下板为四边卷边结构,车体的顶部设有吊环。
本技术方案中车体是乏燃料运输容器余热排出装置安装的基础,箱体的具体结构为框架结构,四面安装有门,便于打开箱体,便于对乏燃料容器余热排出装置的结构部件进行检查等操作;箱顶为可拆顶板,便于设备检修;箱体的下板四边卷边,防止放射性水泄露;吊环的设置,用于吊运。
进一步地,所述余热排出装置还包括电气控制装置,电气控制装置包括配电箱和控制台,配电箱内设有上位机,上位机分别与流量检测装置、流量调节阀、第一温度检测装置、第一压力检测装置、压力显示装置、减压阀、电磁阀、单向阀、三通阀、第二温度检测装置、第二压力检测装置、第一液位检测装置、第二液位检测装置通过电气信号连接。
本技术方案所述的上位机主要作用是作为人机界面,对整个乏燃料运输容器余热排出装置的压力、流量、温度等状态进行监测。
配电箱安装在台架本体木块上,配电箱内设有控制器、断路器、接触器、隔离变压器等电气元件。
本技术方案所述的配电箱、上位机、控制台等的作用及结构为本领域技术人员所公知。
进一步地,所述控制台上设有触摸屏、按钮,控制台位于配电箱的外壳表面,本技术方案中控制台可置于其他位置实现对多功能台架进行远程监控。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
(1)本技术方案采用冷却系统与充气回路、充水回路、气水排出回路、排气回路配合,完成乏燃料气运输容器开盖卸料的关键操作:充水、排气、循环冷却和排水等,且具有气体冷却、气水分离、过滤、过程监测等综合性功能。
(2)本技术方案中采用流量检测装置、流量调节阀、第一温度检测装置、第一压力检测装置、压力显示装置、减压阀、电磁阀、单向阀、三通阀、第二温度检测装置、第二压力检测装置、第一液位检测装置、第二液位检测装置,其中流量检测可以避免流量过大冲击容器内部吊篮或过小无法充分释热;压力检测可防止压力过大损坏乏燃料运输容器;温度检测可以检测乏燃料运输容器的冷却效果;过滤器压差检测可用于判断过滤器是否堵塞,以便于及时更换;液位检测装置的设置,主要用于对乏燃料运输容器充满水或排空状态的检测。
(3)本发明采用的沉浸式换热器,沉浸式换热器位于容水装置等水池内,沉浸式换热器的换热管出口采用螺旋向下设置,气体或水排出时形成螺旋切向水流,从而搅动水池内的冷却水,与容水装置内的水热交换,换热效果好且结构简单。
(4)本发明对放射性气体采用多级过滤装置,首级过滤采用粉末冶金型的滤芯,具有良好耐热耐水性能,次级过滤器采用耐湿中效过滤器,三级过滤采用高效过滤器,过滤效果更好。
(5)本发明通过在设置沉浸式换热器,其内部设有收集放射性气体的分隔罩,分隔罩内设有过滤器,进入沉浸式换热器中的气体所携带的放射性物质通过容水装置内过滤,与其他形式的换热器相比,减少在冷却操作前安装过滤装置的成本,在沉浸式换热器内同时实现过滤、冷却、收集放射性气体的目的,并减少过滤装置中过滤放射性物质后形成的放射性废固。
附图说明
图1为本装置的结构示意图;
图2为本装置中充气回路、充水回路的结构示意图一;
图3为本装置中充气回路、充水回路的结构示意图二;
图4为本装置中气水分离器的结构示意图;
图5为本装置中冷却系统的结构示意图;
图6为本装置中电气控制台的结构示意图。
其中:1、水池,2、水泵,3、流量检测装置,4、流量调节阀,5、第一温度检测装置,6、第一压力检测装置,7、三通阀,8单向阀,9、电磁阀,10、减压阀,11、压力显示装置,12、空气过滤器,13、乏燃料运输容器,14、乏燃料组件,15、第二温度检测装置,16、第二压力检测装置,17、第一液位检测装置,18、沉浸式换热器,19、气水分离器,20、车轮,201、滤水碗,202、挡水罩,203、滤芯,204、第二液位检测装置,21、第三温度检测装置,22、负压风机,23、中效过滤器,24、高效过滤器,25、排风风机,26、车体,301、过滤器,302、分隔罩,303、开孔筒体,401、上位机,402、控制台,403、配电箱。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例1:
如图1至图6所示,一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:包括充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器19、排气回路,充水回路、充气回路共用一个三通阀7后与气水排出回路连接,气水排出回路与冷却系统连接,冷却系统与气水分离器连接后与排气回路连接;
冷却系统包括沉浸式换热器18,沉浸式换热器18位于容水装置内,沉浸式换热器18内的换热管的下端与气水排出回路通过管道连接,换热管的上端与容水装置连通,容水装置通过冷却管与气水分离器19连接,沉浸式换热器18位于开孔筒体303的下端,开孔筒体303位于容水装置内,开孔筒体303的上端设有用于收集放射性气体的分隔罩302,分隔罩302的内部还设有过滤器301。
其中,所述开孔筒体303上设有小孔,沉浸式换热器18通过小孔与容水装置连通。
上述的所述充水回路包括水泵2,水泵2与三通阀7之间的连接管路上依次设有流量检测装置3、流量调节阀4、第一温度检测装置5、第一压力检测装置6;
充气回路包括依次连接的空气过滤器12、压力显示装置11、减压阀10、电磁阀9、单向阀8,单向阀8与三通阀7连接;
气水排出回路包括第二温度检测装置15、第二压力检测装置16、液位检测装置17,第二温度检测装置15、第二压力检测装置16、液位检测装置17依次设置在乏燃料运输容器13与冷却系统连接的管路上,乏燃料运输容器13与三通阀7通过管路连接。所述乏燃料运输容器13内部设有乏燃料组件14。
所述气水分离器19的内侧设有挡水罩202、滤芯203、滤水碗201,挡水罩202的上端与滤水碗201连接,滤芯203的下端延伸到挡水罩202的内部,分离后的水从位于气水分离器19底部的出水口排出,所述气水分离器19的底部设有第二液位检测装置204。
所述排气回路包括与气水分离器19的出口连接的负压风机22,负压风机22与中效过滤器23连接,中效过滤器23与高效过滤器24连接,高效过滤器24与排风风机25连接,气水分离器19的上端进气口与沉浸式换热器18的顶端出气口的连接管路上设有第三温度检测装置21。
所述还包括车体26,所述充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器19、排气回路均位于车体26内,车体26包括车轮20和箱体,箱体的四周均设有小门,箱体的箱顶为可拆顶板,箱体的下板为四边卷边结构,车体的顶部设有吊环。
所述余热排出装置还包括电气控制装置,电气控制装置包括配电箱403和控制台402,配电箱403内设有上位机401,上位机401分别与流量检测装置3、流量调节阀4、第一温度检测装置5、第一压力检测装置6、压力显示装置11、减压阀10、电磁阀9、单向阀8、三通阀7、第二温度检测装置15、第二压力检测装置16、第一液位检测装置17、第二液位检测装置204通过电气信号连接。
所述控制台402上设有触摸屏、按钮,控制台402位于配电箱403的外壳表面。
本实施例所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,具有容器充水功能:向乏燃料运输容器13充入冷却水或者交替充入水和气体置换并导出容器内部放射性气体,同时导出乏燃料组件14余热,乏燃料运输容器13充满形成的屏蔽层,便于操作人员就近进行开盖操作;循环冷却功能:通过连续的冷却水循环,逐渐降低容器温度,满足开盖要求;并根据核电站排风系统要求,排出的高温气体必须冷却后方可排放;高温蒸汽冷却后会生成大量的水,需进行气水分离,然后再分别排放;从气水分离器19排出的气体需要去除放射性颗粒、气溶胶等放射性物质,然后方可排放到厂房通风系统;其中在乏燃料燃料组件14卸出后,需要排出容器内的水,关盖后运出。
且本实施例相对于现有技术对乏燃料运输容器余热排出的集成设计,可独立完成充水溶硼、充水排气、循环冷却、排出气体冷却、汽水分离、空气过滤、容器排水等功能,单一设备就可以满足乏燃料运输容器余热排出的工艺要求。
同时增加了充水溶硼工艺:该工艺用于溶解回路中的结晶硼,防止堵塞回路,工艺更完整。且放射性气体采用多级过滤:首级过滤采用粉末冶金型的滤芯,具有良好耐热耐水性能,次级过滤器采用耐湿中效过滤器,三级过滤采用高效过滤器,过滤效果更好。
具体充水流程具体操作为:水泵2从水池汲水,通过流量检测装置3、流量调节阀4、第一温度检测装置5、第一压力检测装置6,三通阀7,将冷却水从运输容器水口注入;从乏燃料运输容器13气口排出的气体通过第二温度检测装置15、第二压力检测装置16、第一液位检测装置17、进入冷却系统。冷却系统排出气体经过第三温度检测装置21、气水分离器19、负压风机22、中效过滤器23、高效过滤器24、排风风机25后进入厂房排风系统;而排出的水直接进入水池1。
充气流程具体操作方法为:厂房压缩空气通过空气过滤器12、压力显示装置11、减压阀10、电磁阀9、单向阀8和三通阀7进入乏燃料运输容器13水口;从乏燃料运输容器13排出的气体通过第二温度检测装置15、第二压力检测装置16、第一液位检测装置17、进入冷却系统。冷却系统排出气体经过第三温度检测装置21、气水分离器19、负压风机22、中效过滤器23、高效过滤器24、排风风机25后进入厂房排风系统,而排出的水直接进入水池1。
气水交替充入时,通过三通阀7通过电动或气动方式进行自动切换,可将压缩空气、冷却水交替充入,此时水泵2可不停止工作。
第二液位检测装置具体可为液位开关204,在乏燃料运输容器13充满水后可以自动切换到单纯充水状态,防止气体进入容器。
冷却循环时,系统只执行充水流程。直至乏燃料运输容器13出口水温达到设定冷却温度,表明冷却完成,系统可以自动停止工作。冷却循环时,仍有少量排出气体经过第三温度检测装置21、气水分离器19、负压风机22、中效过滤器23、高效过滤器24、排风风机25后进入厂房排风系统。
本实施例中设置的压力检测仪表如第一压力检测装置6、第二压力检测装置16、压力检测器件20等是为防止容器超压而设置,防止破坏运输容器;流量计如流量检测装置3可以检测充水流量,防止过大流量损坏乏燃料容器组件。
基于目前采取的闭式核燃料循环策略,核电站乏燃料暂存时间一般为5到7年,待核燃料组件内的高放射性物质衰变及其衰变热的减退,然后再进行中间贮存并处理,回收乏燃料组件中的放射性物质,而实施例所述的乏燃料运输容器余热排出装置能充分利用空出的容水装置的贮存空间,解决了核电站燃料贮存空间的问题,避免核电站因水池满容、容量限制无法接收乏燃料组件停堆造成经济损失的问题,该实施例所述技术方案对解决我国前端、后端不协调的核燃料现状,采用将核燃料循环后端贮存环节提前,把贮存空间紧张机组的乏燃料组件转运到空间大的乏燃料水池中,可避免因无法卸料导致停堆情况,为燃料后处理技术成熟和大型商业后处理厂建造争取时间。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:包括充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器(19)、排气回路,充水回路、充气回路共用一个三通阀(7)后与气水排出回路连接,气水排出回路与冷却系统连接,冷却系统与气水分离器连接后与排气回路连接;
冷却系统包括沉浸式换热器(18),沉浸式换热器(18)位于容水装置内,沉浸式换热器(18)内的换热管的下端与气水排出回路通过管道连接,换热管的上端与容水装置连通,容水装置通过冷却管与气水分离器(19)连接,沉浸式换热器(18)位于开孔筒体(303)的下端,开孔筒体(303)位于容水装置内,开孔筒体(303)的上端设有用于收集放射性气体的分隔罩(302),分隔罩(302)的内部还设有过滤器(301)。
2.根据权利要求1所述的一种乏燃料运输容器余热排出容器,其特征在于:所述开孔筒体(303)上设有小孔,沉浸式换热器(18)通过小孔与容水装置连通。
3.根据权利要求1所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述充水回路包括水泵(2),水泵(2)与三通阀(7)之间的连接管路上依次设有流量检测装置(3)、流量调节阀(4)、第一温度检测装置(5)、第一压力检测装置(6);
充气回路包括依次连接的空气过滤器(12)、压力显示装置(11)、减压阀(10)、电磁阀(9)、单向阀(8),单向阀(8)与三通阀(7)连接;
气水排出回路包括第二温度检测装置(15)、第二压力检测装置(16)、液位检测装置(17),第二温度检测装置(15)、第二压力检测装置(16)、液位检测装置(17)依次设置在乏燃料运输容器(13)与冷却系统连接的管路上,乏燃料运输容器(13)与三通阀(7)通过管路连接。
4.根据权利要求1所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述气水分离器(19)的内侧设有挡水罩(202)、滤芯(203)、滤水碗(201),挡水罩(202)的上端与滤水碗(201)连接,滤芯(203)的下端延伸到挡水罩(202)的内部,分离后的水从位于气水分离器(19)底部的出水口排出。
5.根据权利要求4所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述气水分离器(19)的底部设有第二液位检测装置(204)。
6.根据权利要求1所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述排气回路包括与气水分离器(19)的出口连接的负压风机(22),负压风机(22)与中效过滤器(23)连接,中效过滤器(23)与高效过滤器(24)连接,高效过滤器(24)与排风风机(25)连接,气水分离器(19)的上端进气口与沉浸式换热器(18)的顶端出气口的连接管路上设有第三温度检测装置(21)。
7.根据权利要求1所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述还包括车体(26),所述充水回路、充气回路、气水排出回路、气水分离器(19)、排气回路均位于车体(26)内,车体(26)包括车轮(20)和箱体,箱体的四周均设有小门,箱体的箱顶为可拆顶板,箱体的下板为四边卷边结构,车体的顶部设有吊环。
8.根据权利要求1至7任意一项所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述余热排出装置还包括电气控制装置,电气控制装置包括配电箱(403)和控制台(402),配电箱(403)内设有上位机(401),上位机(401)分别与流量检测装置(3)、流量调节阀(4)、第一温度检测装置(5)、第一压力检测装置(6)、压力显示装置(11)、减压阀(10)、电磁阀(9)、单向阀(8)、三通阀(7)、第二温度检测装置(15)、第二压力检测装置(16)、第一液位检测装置(17)、第二液位检测装置(204)通过电气信号连接。
9.根据权利要求8所述的一种乏燃料运输容器余热排出装置,其特征在于:所述控制台(402)上设有触摸屏、按钮,控制台(402)位于配电箱(403)的外壳表面。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108735324A (zh) * 2017-11-23 2018-11-02 江苏核电有限公司 一种用于乏燃料运输容器氦气净化冷却的离线装置
CN108922644A (zh) * 2018-06-04 2018-11-30 江苏核电有限公司 一种离线循环冷却装置及冷却方法
CN109495987A (zh) * 2018-10-24 2019-03-19 四川同人精工科技有限公司 一种电加热元件变形检测控制系统
CN109859873A (zh) * 2019-01-14 2019-06-07 国核工程有限公司 一种乏燃料干式贮存模块的冷却装置
CN110600156A (zh) * 2019-08-30 2019-12-20 广东核电合营有限公司 百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法
CN110634583A (zh) * 2019-09-25 2019-12-31 中国核动力研究设计院 单根乏燃料棒转运容器及其使用方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB849277A (en) * 1957-01-31 1960-09-21 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in nuclear reactors
US3073961A (en) * 1960-06-08 1963-01-15 Henry D Nachbar Shipping container for radioactive material
CN101625907A (zh) * 2009-07-22 2010-01-13 中国广东核电集团有限公司 防止乏燃料辐射的屏蔽盖
WO2012167256A3 (en) * 2011-06-03 2013-03-07 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
JP2013145161A (ja) * 2012-01-13 2013-07-25 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵設備
WO2016022570A2 (en) * 2014-08-04 2016-02-11 Holtec International An ultra-safe wet storage facility for nuclear fuel
CN105931691A (zh) * 2016-04-21 2016-09-07 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB849277A (en) * 1957-01-31 1960-09-21 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in nuclear reactors
US3073961A (en) * 1960-06-08 1963-01-15 Henry D Nachbar Shipping container for radioactive material
CN101625907A (zh) * 2009-07-22 2010-01-13 中国广东核电集团有限公司 防止乏燃料辐射的屏蔽盖
WO2012167256A3 (en) * 2011-06-03 2013-03-07 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
JP2013145161A (ja) * 2012-01-13 2013-07-25 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵設備
WO2016022570A2 (en) * 2014-08-04 2016-02-11 Holtec International An ultra-safe wet storage facility for nuclear fuel
CN105931691A (zh) * 2016-04-21 2016-09-07 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料放射性气体处理方法

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108735324A (zh) * 2017-11-23 2018-11-02 江苏核电有限公司 一种用于乏燃料运输容器氦气净化冷却的离线装置
CN108922644A (zh) * 2018-06-04 2018-11-30 江苏核电有限公司 一种离线循环冷却装置及冷却方法
CN108922644B (zh) * 2018-06-04 2023-08-15 江苏核电有限公司 一种离线循环冷却装置及冷却方法
CN109495987A (zh) * 2018-10-24 2019-03-19 四川同人精工科技有限公司 一种电加热元件变形检测控制系统
CN109859873A (zh) * 2019-01-14 2019-06-07 国核工程有限公司 一种乏燃料干式贮存模块的冷却装置
CN109859873B (zh) * 2019-01-14 2020-12-01 国核工程有限公司 一种乏燃料干式贮存模块的冷却装置
CN110600156A (zh) * 2019-08-30 2019-12-20 广东核电合营有限公司 百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法
CN110600156B (zh) * 2019-08-30 2021-03-02 广东核电合营有限公司 百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法
CN110634583A (zh) * 2019-09-25 2019-12-31 中国核动力研究设计院 单根乏燃料棒转运容器及其使用方法
CN110634583B (zh) * 2019-09-25 2022-02-22 中国核动力研究设计院 单根乏燃料棒转运容器及其使用方法

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