CN111095433B - 用于减小核反应堆部件体积的系统和方法 - Google Patents

用于减小核反应堆部件体积的系统和方法 Download PDF

Info

Publication number
CN111095433B
CN111095433B CN201880042061.0A CN201880042061A CN111095433B CN 111095433 B CN111095433 B CN 111095433B CN 201880042061 A CN201880042061 A CN 201880042061A CN 111095433 B CN111095433 B CN 111095433B
Authority
CN
China
Prior art keywords
tube
unit
crushing
nuclear reactor
cutting
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.)
Active
Application number
CN201880042061.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111095433A (zh
Inventor
杰森·戴德曼
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.)
Candu Service Inc
Original Assignee
Candu Service Inc
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 Candu Service Inc filed Critical Candu Service Inc
Publication of CN111095433A publication Critical patent/CN111095433A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111095433B publication Critical patent/CN111095433B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B02—CRUSHING, PULVERISING, OR DISINTEGRATING; PREPARATORY TREATMENT OF GRAIN FOR MILLING
    • B02C—CRUSHING, PULVERISING, OR DISINTEGRATING IN GENERAL; MILLING GRAIN
    • B02C18/00—Disintegrating by knives or other cutting or tearing members which chop material into fragments
    • B02C18/06—Disintegrating by knives or other cutting or tearing members which chop material into fragments with rotating knives
    • B02C18/14—Disintegrating by knives or other cutting or tearing members which chop material into fragments with rotating knives within horizontal containers
    • B02C18/142—Disintegrating by knives or other cutting or tearing members which chop material into fragments with rotating knives within horizontal containers with two or more inter-engaging rotatable cutter assemblies
    • 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
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • 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
    • G21C19/14—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 characterised by their adaptation for use with horizontal channels in the reactor core
    • 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
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • 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
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • 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
    • 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
    • G21C19/36—Mechanical means only
    • 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
    • G21C19/36—Mechanical means only
    • G21C19/375—Compacting devices, e.g. for fuel assemblies
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
    • 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
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • 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
    • 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
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B23—MACHINE TOOLS; METAL-WORKING NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • B23D—PLANING; SLOTTING; SHEARING; BROACHING; SAWING; FILING; SCRAPING; LIKE OPERATIONS FOR WORKING METAL BY REMOVING MATERIAL, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • B23D21/00—Machines or devices for shearing or cutting tubes
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Food Science & Technology (AREA)
  • Disintegrating Or Milling (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Crushing And Pulverization Processes (AREA)

Abstract

用于核反应堆部件的体积减小系统，包括从核反应堆接收放射性管的运料单元。该系统还包括从运料单元接收管的分割单元。分割单元包括将管切割成分割段的切割件。该系统还包括破碎单元，该破碎单元接收管的分割段并破碎这些分割段。

Description

用于减小核反应堆部件体积的系统和方法
相关申请的交叉引用
本申请针对申请号为62/524 ,098、申请日为2017年6月23日、名称为《用于减小核反应堆部件体积的系统和方法》的美国临时专利申请和申请号为a 2018 00140、申请日为2018 年2月28日的罗马尼亚专利申请主张优先权。
在此通过引用方式将上述申请全部纳入本申请中。
技术领域
本发明所述的具体实施方式涉及用于处理核反应堆部件的体积减小系统。
背景技术
核反应堆的运行寿命是有限的。举例而言，第二代CANDUTM型反应堆(“加拿大重水铀”)被设计为可运行约25至30年。此后，可以移除现有的燃料管道并安装新的燃料管道。作为核反应堆停用的备选方案，进行这种“换管”操作可以极大的延长反应堆的寿命。核反应堆换管操作包括移除大量的反应堆部件，还包括各种其它活动，例如关闭核反应堆、准备坑室(vault)以及安装材料处理设备和各种平台和设备支持。移除操作也可以包括移除封闭塞及定位硬件组件、断开馈电组件、切断波纹管以及移除终端配件。
移除操作还可以包括移除和销毁来自反应堆堆芯的高放射性压力管和排管。移除和/或销毁这些管子以及核反应堆的其它部件耗时耗力。
移除操作完成后，一般会进行检查和安装操作。举例而言，位于反应堆各端的管板可包括多个孔。所述多个孔中的每一个支撑跨越管板的燃料管道组件。当燃料管道组件被移除后，检查各个管板孔以确保移除燃料管道组件没有损坏管板孔并且管板孔已准备好用于插入新的燃料管道组件。
确认了管板处于合适的条件后，排管、压力管、端头配件和其它部件可以被安装回孔中。对每一个燃料管道组件而言，该操作的一部分涉及将排管的末端滚动至排管容器的管板(例如使用可变性排管插入件)、将端头配件主体插入孔、将压力管的末端滚入端头配件主体以及将端头配件衬垫插入端头配件。
发明内容
在一些具体实施方式中提供用于核反应堆部件的体积减小系统。所述系统包括从核反应堆接收放射性管的运料单元和从所述运料单元接收所述管的分割单元。所述分割单元包括将所述管分割成分割段的切割件。所述系统还包括接收所述管的分割段并将所述分割段破碎的破碎单元。
一些具体实施方式提供了减小核反应堆部件体积的方法，所述方法包括从所述核反应堆移除所述部件、通过运料单元将所述部件移动至分割单元、在所述分割单元中通过切割件将所述部件切割分割成分割段、以及通过破碎单元将所述分割段破碎。
在一些具体实施方式中，提供了减小核反应堆管体积的方法，并且包括从所述核反应堆移除两根管，其中一根管被设置在另外一根管的内部。所述方法还包括通过运料单元将所述两根管移动至分割单元、在所述分割单元中通过切割件将所述两根管同时切割分割成分割段、以及通过破碎单元将所述分割段破碎。
在一些具体实施方式中，提供了用于核反应堆的体积减小系统。所述系统包括从核反应堆接收放射性管的运料单元以及从所述运料单元接收所述放射性管并将所述放射性管破碎的破碎单元。
在一些具体实施方式中，提供了减小核反应堆管体积的方法，并且包括从核反应堆移除放射性核反应堆管并且通过破碎单元将所述核反应堆管破碎。
通过下文的详细说明和附图，本发明的其它方面将变得显而易见。
附图说明
图1是CANDUTM型反应堆的立体图。
图2是图1所示的反应堆核反应堆燃料管道组件的剖视图。
图3是图2所示的燃料管道组件中安装在压力管和排管之间的环形间隔件的立体图。
图4和图5是根据本发明的一个具体实施方式的表面体积减小系统的示意图，所述系统用于减小图3所示的压力管和/或排管的体积。
图6-8是根据本发明的一个具体实施方式的反应堆内坑室体积减小系统，所述系统用于减小图3所示的压力管和/或排管的体积。
图9-14是根据本发明的一个具体实施方式的反应堆内坑室体积减小系统，所述系统用于减小图3所示的压力管和/或排管的体积。
具体实施方式
在对本发明的具体实施方式进行详细说明前，应当理解，本发明不仅仅局限于其在下文所列举的或在附图中所示的部件的具体构建和设置中的应用。本发明能够通过别的具体实施方式来实现，也可以以各种方式来实施或实现。
图1是CANDUTM型反应堆6的反应堆堆芯的立体图。所述反应堆堆芯通常包含于坑室中，坑室是气密性密封的，用于控制和防护辐射。虽然本文为方便起见具体结了合CANDUTM型反应堆6来对本发明的各方面进行说明，但是本发明不仅仅局限于CANDUTM型反应堆，在该特定领域外也可以使用。回到图1，被称为CANDUTM型反应堆6排管容器10的大致为圆柱形的容器包含重水慢化剂。排管容器10具有环形壳14和位于第一端22及第二端24的管板18。管板18包括多个孔隙(下称“孔”) ，每个孔均可容纳燃料管道组件28。如图1所示，多个燃料管道组件28从第一端22穿过排管容器10的管板18抵达第二端24。
如所图示的具体实施方式所示，一些具体实施方式的反应堆堆芯在反应堆堆芯各端22、24具有两个壁：由管板18在反应堆堆芯末端22、24所定义的内壁以及位于反应堆堆芯各端22、24外侧远离管板18的外壁64(通常被称为“端罩”并如图2所示)。晶格管65跨越管板18和端罩64之间的距离并位于配对孔中(即分别处于管板18和端罩64内)。
图2是图1所示的反应堆堆芯的一个燃料管道组件的剖视图。如图2所示，每个燃料管道组件28包括围绕燃料管道组件28其它部件的排管(“CT”)32。每个排管32跨越管板18之间的距离。并且，每个排管32的相对端都被容纳和密封于管板18的对应孔中。在一些具体实施方式中，排管滚动接头插入件34被用于将排管32固定在管板18的孔内。压力管(“PT”)32形成燃料管道组件28的内壁。压力管36提供用于反应堆冷却剂的管道和燃料棒束或组件40。举例而言，压力管36一般持有两个或多个燃料组件40并作为流经各个燃料组件40的反应堆冷却剂的管道。环形空间44由各个压力管36和与其对应的排管32之间的空隙来限定。环形空间44一般充有循环气体，例如干燥二氧化碳、氦、氮、空气或其混合物。排管32和压力管36之间设有一个或多个环形间隔物48。环形间隔物保持压力管36和对应排管32之间的空隙，同时允许环形气体从环形间隔物48周围通过。
图3展示了安装在排管32和压力管36之间的环形空间44内的环形间隔物48的具体实施方式。环形间隔物48包括夹紧盘簧52和绕线(girdle wire)56。示例性夹紧盘簧52由线圈61的一段形成。线圈61的两段74和76互相连接，使得夹紧盘簧52形成环形线圈72。夹紧盘簧52的尺寸可被设计为在压力管36 周围与压力管36紧密配合，并具有双向弹性(bothresilient)使它在安装时可以伸展至大于压力管36的外径76的尺寸，而定位后又可以与之紧密牢固配合。在图示的具体实施方式中，夹紧盘簧52由镍铬基合金形成，如INCONEL X-750 。在其它具体实施方式中，夹紧盘簧5 2 可由其它合金形成，包括锆基合金( 例如ZIRCALOY)或锆铌铜合金。在别的具体实施方式中，夹紧盘簧52可由包括但不限于锆、铌、铜的组合合金形成。
再次参见图2，每个燃料管道组件28的每一端都配有位于对应管板18外侧的端头配件组件50。每个端头配件组件50包括端头配件主体57和端头配件衬垫59。在每个端头配件组件50的终端是封闭塞53。每个端头配件组件50还包括运料器组件54。运料器组件54通过运料器管67(图1)将反应堆冷却剂送入或移出压力管36。具体而言，就单个燃料管道组件28而言，运料器组件54在燃料管道组件28的一端作为入料器，而运料器组件54在燃料管道组件28的相对端则作为出料器。如图2所示，运料器组件54可通过偶联组件51余端头配件组件50相连，偶联组件51包括多个螺钉、垫片、密封件和/或其它类型的连接器。晶格管65(如上文所述)套住端头配件组件50和包含燃料组件40的压力管36之间的连接处。防护滚珠轴承66和冷却水围绕晶格管65的外侧，提供了额外的辐射防护。
回到图2，定位硬件组件60和波纹管62也和每个端头配件组件50偶联。波纹管62允许燃料管道组件28轴向移动-这种能力对于燃料管道组件28随时间经受长度变化的情形是很重要的，这在许多反应堆中也是常见的。定位硬件组件60可被用于将燃料管道组件28设定为固定轴向位置的锁定结构，也可以设定为非锁定结构。定位硬件组件60还与端罩64偶联。图示的定位硬件组件60中的每一个都包括杆，所述杆的末端被容纳在相应端罩64的孔中。在一些具体实施方式中，杆末端和端罩64中的孔是有螺纹的。再次说明，应当理解虽然图1和2展示了CANDUTM型反应堆，本发明还可以应用于其它类型的反应堆，包括具有与图1和2所展示的部件相似部件的反应堆。
如上文所述，大规模的燃料管道替换对于延长核反应堆的运行寿命而言经常是必须的。因此，部分或全部燃料管道组件28必须被移除和替换。该替换的一个关键操作是将排管32和/或压力管36从反应堆堆芯移除和废弃。排管32和压力管36具有高放射性。因此移除和废弃操作需要防护和预防措施(例如经常取决于规定)以确保排管32和压力管36被安全的废弃。虽然如此，理想情况下，在满足虽有安全规定的同时，尽快和尽可能高效的进行移除和废弃操作是有利的。这是因为关闭反应堆以完成大规模燃料管道的替换成本很高。另外，废料存储成本是基于存储肥料的体积的。因此，减少存储体积有利于降低存储成本。适用于反应堆停用的许多考量，对于本发明也同样适用。
提高燃料管道组件替换的效率和时机并减少废料存储成本的一种方法是利用体积减小操作在将排管32和/或压力管36移动至废弃站之前减小排管32和压力管36的体积。以下是三种不同的体积减小系统和方法的说明。
表面体积减小
图4和5展示了表面体积减小系统110。体积减小系统110与反应堆的一个面相临，被用于在反应堆就地减小排管32和/或压力管36的体积。
图示的体积减小系统110包括运料单元114(例如CANDUTM型反应堆现有的运料单元，或另一个运料单元)。在一些具体实施方式中，运料单元114被置于反应堆表面的工作平台上。在一些具体实施方式中，运料单元114将排管32和/或压力管36从反应堆堆芯抽出。一旦运料单元114已经接收了排管32和/或压力管36，运料单元114就将排管32和/或压力管36移入分割单元118。在一些具体实施方式中，不提供分割单元118。
在一些具体实施方式中，运料单元114包括收缩单元组件和/或运料器组件，类似于第6 ,523 ,466号美国专利所描述和图示的收缩单元组件100和运料器组件300，在本申请中以引用的方式将该美国专利整体纳入本申请。举例而言，收缩单元组件可包括收缩塞、链式料斗、驱动马达和液压软管卷。链式料斗可包括由驱动马达向任一方向驱动的链。所述链可以为仅可在一个方向屈伸(flex)的机械链，使它可以在承受张力或压缩力的情况下使用。所述链可以被用于推动或拉动排管32和/或压力管36。举例而言，收缩塞可以安装在链的末端，使得当链被驱动马达拉伸时，收缩塞向前进入排管32和/或压力管36其中之一的末端。收缩塞可包括鼻部，鼻部的尺寸和形状适于被容纳在排管32和/或压力管36末端的内部。收缩塞可包括指部或能够抓紧排管32和/或压力管36内壁的其它结构，从而辅助推动/拉动排管32和/或压力管36。
参见图3，在一些具体实施方式中，收缩塞向前进入一个压力管36的末端。收缩塞的指部径向向外伸展以按住和抓紧压力管36的内表面122。之后，链被用于将压力管36拉出反应堆堆芯(即将压力管36从管板18和端罩64的孔中拉出，使得压力管36被完全的移除出反应堆堆芯)。在一些具体实施方式中，仅拉动压力管36，使得排管32之后被单独的拉入分割单元118。
如上文所述，运料单元114可进一步包括运料器组件(例如第6 ,523 ,466号美国专利所公布的)。运料器组件可包括额外的指部或抓紧排管32的外表面126(图3)和/或压力管36的外表面127的其它结构。运料器组件因此可与收缩单元组件一起工作将排管32和/或压力管36移动和运送入分割单元118。在一些具体实施方式中，运料单元114同时将排管32和压力管36一起运向分割单元118(即压力管36仍被置于排管32中) ，使得两种管可以被同时分割。在其它具体实施方式中，运料单元114分别移动排管32和压力管36，使得任何时间只有一种管被分割。
体积减小系统110可包括任意数量和类型的运料单元，以将排管32和/或压力管36 移动至分割单元118。因此，虽然运料单元具有上述的收缩塞、指部和链，但是其它具体实施方式所包括的运料单元具有不同的结构，包括但不限于夹钳、吸移件、传送带、导引件等或能抓紧排管32和/或压力管36的内表面和/或外表面并将排管32和/或压力管36移动至分割单元118的任何其它结构。
参见图4，分割单元118切割和分割排管32和/或压力管36。排管32和/或压力管36可位于靠近运料单元114的任何位置，使得运料单元114可以快速的将排管32和/或压力管36运送至分割单元118以进行切割。在一些具体实施方式中，分割单元118被置于运料单元114自身一部分的内部(例如位于类似于上文所述的收缩单元组件和运料器组件之间)。其他具体实施方式包括不同位置的分割单元118。
继续参见图4，分割单元118包括至少一个切割件130。切割件130的形状、尺寸和材料足以切断和分割排管32和/或压力管36(例如同时切断一管置于另一管内的排管32和压力管36)。在一些具体实施方式中，切割件130为沿着与排管32和压力管36的纵向方向横切的方向移动的锋利金属刀片，以径向切断排管32和/或压力管36。在别的具体实施方式中，切割件130可以从不同的角度(例如45度、60度等)切断排管32和/或压力管36。在一些具体实施方式中，切割件130包括向下移动切断排管32和/或压力管36的多个刀片。在别的具体实施方式中，切割件130包括一个或多个旋转圆形刀片、带锯(或类带锯)刀片、剪刀片或类似物。在一些具体实施方式中，排管32和/或压力管36除了切割外还额外进行剪切或冲压等，或将切割替换为剪切或冲压等。
在所图示的具体实施方式中，切割件130由与控制器138偶联的驱动件134(例如马达)操作。控制器138控制驱动件134使得切割件130将排管32和/或压力管36切成两段、三段、四段、五段、六段或者根据需要切成更多段。在一些具体实施方式中，通过运料单元114(或通过其它运送结构)将排管32和/或压力管36以不同的速度(例如通过控制器138或其它控制器来控制)纵向移动通过切割件130的下方或其它方向。举例而言，排管32和/或压力管36可以在驱动件134启动前减速，从而在切割件130移动切断排管32和/或压力管36时使排管32和/或压力管36静止不动，之后使排管32和/或压力管36再次加速。在一些具体实施方式中，抓紧结构(例如夹钳、指部等)可以在切割件130每次切割时被用于使排管32和/或压力管36的一部分或多部分保持静止不动。在别的具体实施方式中，当切割件130自身在连续两次切割之间沿着排管32和/或压力管36纵向方向移动(例如在启动和切断排管32和/或压力管36之前沿着分割单元118上的轨道或其它引导结构移动)时，排管32和/或压力管36也可以静止不动。
当切割件130切断排管32和/或压力管36后，所获得的分割段落入破碎单元142(例如通过重力和/或通过将排管32和/或压力管36引导进入破碎单元142的引导表面)。图5展示了破碎单元142的立体图和剖视图。如上文所述，在一些具体实施方式中，排管32和压力管36被一起移入分割单元118(即压力管36仍置于排管32内)。因此，当切割件130启动时，切割件130将排管32和压力管36一起切断，使得两种管的分割段落入破碎单元142，在某些情况下，压力管36的切割部分仍处于排管32的切割部分内。
分割段可以为任何具体长度。举例而言，在一些具体实施方式中，分割段的长度小于2米、小于1米、小于0..5米或小于0 .25米。其它具体实施方式包括不同的值和范围。在一些具体实施方式中，控制器138促使切割件130以不同次数切成不同长度的分割段，或者切的更快或更慢，这取决于排管32和/或压力管36是否正在进入分割单元118，是否正在离开分割单元118，或是否在移动通过分割单元时处于各种不同位置。在一些具体实施方式中，控制器138促使切割件130改变切割的尺寸，或者减速或加速，这取决于破碎单元142在给定时间是否有能力处理别的分割段。举例而言，破碎单元142可以向控制器138提供信号表明破 碎单元142装满速度过快并且即将溢出或装有体积过大的待处理材料(例如基于监测破碎 单元142状态的一个或多个感应器)，从而使控制器138向切割件130(和/或运料单元114)发送信号以减慢通过分割单元118的排管32和/或压力管36的切割和/或移动速度。另一方面， 破碎单元142可以向控制器138发送信号表明破碎单元142有能力处理更多的分割段(例如基于监测破碎单元142状态的一个或多个感应器)，从而使控制器138向切割件130(和/或运料单元114)发送信号以提高通过分割单元118的排管32和/或压力管36的切割和/或移动速度。
参见图5，破碎单元142包括破碎件146。所述破碎件146可为尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎排管32和/或压力管36的切割件的任意工件。在图示的具体实施方式中，破碎件146为固定于轴上或与轴一体成型的旋转件，所述轴限定了旋转轴154，破碎件146围绕旋转轴154旋转，细节将在下文详述。至少一部分破碎件146包括突起150，突起150的尺寸和形状适于抓取排管32和/或压力管36的分割段。突起150可以为任何形状，包括三角形、正方形、梯形等。在图示的具体实施方式中，一些突起150由彼此径向偏移的两个半圆形构成，从而形成相差180度并各自大致为鳍形的两个突起150。一些破碎件146包括具有第一形状的突起150，而其它破碎件146则包括具有第二形状的突起150。其它具体实施方式包括各种其它形状、数量和结构的突起150。
继续参见图5，在图示的具体实施方式中，破碎件146被设置为四个单独行，每一行具有单独的旋转轴154，多个破碎件146围绕这些轴旋转。举例而言，四个轴154彼此平行，但是在图示的具体实施方式中四个轴154中的两个轴与另外两个轴154横向偏移，使得轴154形成梯形的四个角。这种设置形成了接收区域158，分割段在被一个或多个突起150抓取前可先落入该区域。继续参见图5，在一些具体实施方式中，破碎件146也可跨行彼此交错，使得各行的破碎件146彼此啮合。在一些具体实施方式中，一行或多行的破碎件146向第一方向旋转(如顺时针)，而一行或多行的其它破碎件146向相反方向旋转(如逆时针)。其它破碎单元142包括与图示的破碎单元142不同的数量和结构的破碎件146和破碎件146行。举例而言，在一些具体实施方式中，提供了多于或少于四行的破碎件146。
继续参见图5，被破碎的材料从破碎单元142落入废料瓶162(例如通常与CANDUTM型反应堆一起使用的现有废料瓶，或其它废料瓶)。在一些具体实施方式中，被破碎的材料(废料)下落通过破碎单元12底部的接口斜槽或其它开口。另外，在一些具体实施方式中，废料瓶162在收集被破碎的材料的过程中被栓接至地面或反应堆坑室内的其它结构。当废料瓶162满了以后，由于其中排管32和/或压力管36的放射性质，废料瓶162可被松开，(例如通过驱动机构)移动并存储在受防护地点。在一些具体实施方式中，废料瓶162中的废料可以被移送至更大的瓶中，和/或在废弃前被进一步处理。一旦移除了废料，新的废料瓶162就可以插入破碎单元142的下方。
在一些具体实施方式中，体积减小系统110不包括分割单元118。相反，整根排管32和/或压力管36被从反应堆堆芯拉出，然后立刻(例如通过运料单元114)丢入破碎单元142。在别的具体实施方式中，整根排管32和/或压力管36可以(例如通过运料单元114)被运入破碎单元142。破碎单元142破碎整根排管32和/或压力管36，被破碎的材料落入废料瓶162。
在一些具体实施方式中，排管32和/或压力管36被沿着它们的纵向长度垂直运送(而不是水平运送)入分割单元118进行分割和破碎。举例而言，一旦排管32和/或压力管36被从反应堆堆芯中抽出，排管32和/或压力管36可以被调整至垂直位置(例如旋转90度)。然后排管32和/或压力管36被向下运送(或向上运送，取决于排管32和/或压力管36以及分割单元118的朝向和位置)进入分割单元118。重新定向和向下运送可以通过起重机或其它合适的材料处理设备来实现。在此类具体实施方式中，切割件130可以被操作水平延伸(而非上文所述的垂直延伸)以切入排管32和/或压力管36。分割段然后可落入相同的破碎单元142，之后再落入废料瓶162。在别的具体实施方式中，排管32和/或压力管36以及切割件130可以被定向为任何角度，以辅助排管32和/或压力管36的插入和切割。
反应堆坑室内体积减小
图6-8展示了反应堆坑室内体积减小系统210和方法，其中体积减小系统210的至少一部分位于罩住反应堆表面但与反应堆表面间隔开(如10米、20米、50米、100米或任何其它距离)的反应堆坑室内的工作平台或其它结构上。
如图6-8所示，体积减小系统210包括移送罐212(例如现有的移送罐或其它移送罐)。移送罐212被用于将放射性的排管32和/或压力管36移动通过反应堆坑室到达运料单元214(在一些具体实施方式中可与上文所述的运料单元114相同，也可以为另一个移送单元)。移送罐212可以为重型钢结构或由材料处理设备在反应堆坑室内承载的其它结构(例如小车、轨道、轨道切换设备、固定座(nests)和起重机等)。在一些具体实施方式中，使用额外的材料处理设备(例如起重机等)来将排管32和/或压力管36从移送罐212移动至运料单元214内。
通过运料单元214将排管32和/或压力管36移动至分割单元218(例如与上文所述的分割单元118相同，或另一个分割单元)。然后排管32和/或压力管36的分割段移动通过破碎单元242(例如与上文所述的破碎单元142相同，或另一个破碎单元)。被破碎的材料之后经过接口斜槽或其它开口落入废料瓶262(例如与上文所述的废料瓶162相同，或另一个废料瓶)。在一些具体实施方式中，运料单元214可以实现将排管32和/或压力管36重新定向以(例如通过重力)(例如垂直地等)送入破碎单元242的功能，并控制管进入破碎单元242的动作。该方法可用于例如没有使用分割单元218的具体实施方式。在一些具体实施方式中，排管32和/或压力管36被重力运送或以其它方式进入破碎单元242，而不使用运料单元214(例如使用其它材料处理设备)。
在与图6-8所示具体实施方式类似的其它具体实施方式中，分割单元218作为运料单元214的一部分存在，使得排管32和/或压力管36的切割部分以上述的方式从反应堆表面附近被运送至远离反应堆表面的破碎单元242。
远程体积减小
图9-14展示了远程体积减小系统310和方法，其中体积减小系统310的至少一部分位于完全独立于反应堆坑室之外的设施中。
如图9-14所示，体积减小系统310包括移送瓶312(例如现有的移送瓶或其它移送瓶结构)以及用于移动移送瓶312的运送车辆316(例如平板拖车或其它车辆)。
图13显示了移送瓶312的一个实施例。在图示的具体实施方式中，瓶312的尺寸适于罩住例如单根排管32、部分压力管36和四个环形间隔物48。瓶312的末端可以是开放的以允许装卸操作。可以提供架来偶联至被支撑于运送车辆316上。在末端闭合时，防护允许手动吊起(hoist)(例如通过吊环)和运输作业。内表面方便清理，外表面方便净化，以进行运输。本设计在装卸作业过程中末端打开时尽可能的防止放射性核素进入周围环境或污染移送 瓶312的外侧。当末端已经闭合时，污染控制防止放射性核素从内部逃逸进入周围环境，特别是在吊起和运输作业过程中。
参见图9和10，装有放射性排管32和/或压力管36的移送瓶312被装上运送车辆316。之后运送车辆316将移送瓶312移动至单独设施，然后送至位于单独设施中的运料单元314(例如与上文所述的运料单元114相同，或另一个运送单元)。移送瓶312可以为重型钢结构或可由运送车辆316承载的其它结构。在一些具体实施方式中，在单独设施中使用额外的材料处理设备(例如小车、轨道、轨道切换设备、固定座和起重机等)以将排管32和/或压力管36从移送瓶312移入运料单元314中。
参见图14，在一些具体实施方式中，在运送至单独设施过程中发生了以下步骤：(1)来自处理设施、装有空移送瓶312的运送车辆316(例如平板卡车)进入反应堆内的卡车装货区并停车。(2)防雨棚的门关闭使整辆卡车与元素隔离。平板卡车的罩向后卷开，平板卡车固定座上的空移送瓶312松开以被吊起。(3)使用卡车吊架吊起空移送瓶312，并将其从平板车固定座移动至第一缓冲座。(4)装有满移送瓶312的小车从反应堆抵达卡车装货区。
小车上的满移送瓶312将被装载至第二缓冲座。空移送瓶312将从第一缓冲座被装载至小车并被送回反应堆。第二缓冲座上的满移送瓶312则被装载和固定在平板卡车固定座上。当平板卡车固定座装满了满移送瓶312时，平板卡车的罩闭合，卡车将前往单独设施。卡车将到达单独设施，移除满移送瓶312，并装载空移送瓶312。
参见图10、11和12，在单独设施内，从移送瓶312移除排管32和/或压力管36，并通过运料单元314将之移动至分割单元318(例如与上文所述的分割单元118相同，或另一个分割单元)。然后排管32和/或压力管36的分割段移动通过破碎单元342(例如与上文所述的破碎单元142相同，或另一个破碎单元)。被破碎的材料之后落入废料瓶362(例如与上文所述的废料瓶162相同，或另一个废料瓶)。在一些具体实施方式中，运料单元314可以实现将排管32和/或压力管36重新定向以(例如通过重力)(例如垂直地等)送入破碎单元342的功能，并控制管进入破碎单元342的动作。该方法可用于例如没有使用分割单元318的具体实施方式。在一些具体实施方式中，排管32和/或压力管36被重力运送或以其它方式进入破碎单元342，而不使用运料单元314(例如使用其它材料处理设备)。
灭火
参见图5、7和11，在一些具体实施方式中，体积减小系统110、210、310进一步包括灭火系统400(示意性图示)。灭火系统400可被用于扑灭或辅助扑灭在使用体积减小系统110、210、310过程中导致的火灾。在这些和其它具体实施方式中，灭火系统400可被用于生成惰性环境以防止体积减小系统110、210、310中的材料被点燃。灭火系统400可包括例如喷出气体、液体(如水)、粉末或其它阻燃材料的嘴部。虽然嘴部如上文所述，但是一些具体实施方式包括别的材料释放结构。嘴部可以位于体积减小系统110、210、310的各个位置。举例而 言，在一些具体实施方式中，灭火系统400可紧挨破碎件146、246、346设置嘴部，以防破碎排管32和/或压力管36产生火花或着火。嘴部可将阻燃材料喷射在破碎件146、246、346上或排管32和/或压力管36的分割段上。在一些具体实施方式中，一个或多个嘴部可位于废料瓶162、262、362的内部或附近。其它具体实施方式可在不同位置设置嘴部。在一些具体实施方式中，灭火系统400可在检测到火花或活在时发出警报信号(例如音频和/或视频)。在一些 具体实施方式中，灭火系统400可包括用于探测火花或火灾的一个或多个摄像装置或感应 器(例如烟雾检测感应器或热检测感应器)以及控制器(例如控制器138或别的控制器)，控制器与摄像头或感应器以及嘴部或其它材料释放结构联通，以控制材料释放结构的作业。
虽然上述的体积减小系统110、210、310和灭火系统400是结合减小排管32和/或压力管36的体积的情形进行的说明，但是在别的具体实施方式中体积减小系统110、210、310和灭火系统400可以结合别的反应堆部件使用。举例而言，在一些具体实施方式中，燃料通道组件28的其它部分可以与排管32和/或压力管36一起或单独的通过运料单元114、214、314运送至分割单元118、218、318，这些部件在其中被切割并被运送至破碎单元142、242、342进行破碎。因此，上述的系统不仅限于排管32和/或压力管36。
还应当注意的是上文描述和附图图示的具体实施方式仅以实施例的方式提供，不是为了限制本发明的理念和原则。对此，本领域的普通技术人员应当理解要素、配置和结构的各种变化都是可能的，并且不会背离权利要求书所限定的本发明的精神和范围。

Claims (33)

1.减小核反应堆部件体积的系统，其特征在于，所述系统包括：
运料单元，所述运料单元接收来自核反应堆的放射性管；
分割单元，所述分割单元接收来自所述运料单元的所述管，所述分割单元包括切割件，所述切割件将所述管分割成分割段；和
破碎单元，所述破碎单元接收所述分割段并破碎所述分割段，
其中，所述破碎单元包括多个破碎件，所述破碎件的尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎所述管的分割段，并且其中，所述破碎件中的每一个都包括突起。
2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述运料单元包括抓紧结构，所述抓紧结构用于抓紧所述管的表面。
3.根据权利要求2所述的系统，其特征在于，所述抓紧结构包括至少一个指部，所述指部径向伸展并按住所述管的内表面。
4.根据权利要求3所述的系统，其特征在于，所述运料单元包括收缩单元，所述收缩单元具有收缩塞，所述收缩塞包括所述至少一个指部，并且所述运料单元进一步包括运料器组件，所述运料器组件具有至少另一个指部，所述至少另一个指部抓紧所述管的外表面。
5.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述管为第一管，其中所述切割件的形状、尺寸和材料强度足以同时切断和分割所述第一管和置于所述第一管内的第二管。
6.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述切割件为金属刀片。
7.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述切割件被配置为沿着与所述管的纵向方向横切的方向移动，以径向切断和分割所述管。
8.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述分割单元包括驱动件和控制器，所述驱动件与所述切割件偶联，所述控制器与所述驱动件偶联，所述控制器被配置为控制所述驱动件使所述切割件将所述管切割和分割为至少两段。
9.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述放射性管包括在排管内的压力管，并且其中所述运料单元被配置为抓紧所述放射性管的至少内表面和外表面的其中一个，并移动所述放射性管至位于运料单元附近的所述分割单元。
10.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述系统在核反应堆坑室内，并且其中所述运料单元直接从核反应堆的排管容器接收所述放射性管。
11.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，当所述分割段从所述分割单元或通过用于引导所述分割段从分割单元到破碎单元的引导表面落下时，所述破碎单元直接从所述分割单元接收所述分割段。
12.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述破碎件中的第一个包括具有第一形状的第一突起，所述破碎件中的第二个包括具有第二形状的第二突起，所述第一形状与所述第二形状不同。
13.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述破碎件中的第一个围绕第一轴旋转，所述破碎件中的第二个围绕第二轴旋转，所述第一轴和第二轴相互偏移。
14.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述破碎件位于四根单独的轴上，所述四根轴中的两根与另外两根横向偏移，使得所述四根轴形成梯形的四个角。
15.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述破碎件的第一个向第一方向转动，所述破碎件的第二个向第二方向转动，所述第一方向与所述第二方向不同。
16.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述系统还包括所述管，所述管为压力管。
17.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述系统还包括灭火系统，所述灭火系统包括置于所述破碎单元附件、释放阻燃材料的嘴部。
18.减小核反应堆部件体积的方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
从所述核反应堆移除所述部件；
通过运料单元将所述部件移动至分割单元；
在所述分割单元中通过切割件将所述部件切割分割成分割段；以及
通过破碎单元将所述分割段破碎，
其中，所述破碎单元包括多个破碎件，所述破碎件的尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎所述部件的分割段，并且其中，所述破碎件中的每一个都包括突起。
19.根据权利要求18所述的方法，其特征在于，所述部件包括放射性压力管，并且其中所述方法所述核反应堆坑室内进行。
20.根据权利要求18所述的方法，其特征在于，所述切割分割步骤包括移动金属刀片切断所述部件。
21.根据权利要求20所述的方法，其特征在于，所述切割分割步骤包括在用所述金属刀片切割所述部件前将所述部件减速。
22.根据权利要求18所述的方法，其特征在于，所述分割段破碎步骤包括使所述多个破碎件围绕多个偏移轴转动以抓取和拉动和破碎所述分割段。
23.根据权利要求18所述的方法，其特征在于，所述切割分割和破碎步骤在独立于所述核反应堆之外的单独设施中远程进行。
24.根据权利要求23所述的方法，其特征在于，所述方法还包括在切割分割所述部件之前利用移送瓶将所述部件从所述核反应堆运输至所述单独设施的步骤。
25.减小核反应堆管体积的方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
从所述核反应堆移除两根管，其中一根管被置于另外一根管的内部；
通过运料单元将所述两根管移动至分割单元；
在所述分割单元中通过切割件将所述两根管同时切割分割成分割段；以及
通过破碎单元将所述分割段破碎，
其中，所述破碎单元包括多个破碎件，所述破碎件的尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎所述管的分割段，并且其中，所述破碎件中的每一个都包括突起。
26.根据权利要求25所述的方法，其特征在于，所述两根管的其中之一为放射性压力管，并且其中所述方法所述核反应堆坑室内进行。
27.根据权利要求25所述的方法，其特征在于，所述切割分割步骤包括移动金属刀片切断所述两根管。
28.根据权利要求27所述的方法，其特征在于，所述切割分割步骤包括在用所述金属刀片切割所述两根管前将所述两根管减速。
29.根据权利要求25所述的方法，其特征在于，所述分割段破碎步骤包括使所述多个破碎件围绕多个偏移轴转动以抓取和拉动和破碎所述分割段。
30.根据权利要求25所述的方法，其特征在于，所述切割分割和破碎步骤在独立于所述核反应堆之外的单独设施中远程进行。
31.根据权利要求30所述的方法，其特征在于，所述方法还包括在切割分割所述两根管之前利用移送瓶将所述两根管从所述核反应堆运输至所述单独设施的步骤。
32. 减小核反应堆部件体积的系统，其特征在于，所述系统包括：
运料单元，所述运料单元从核反应堆接收放射性管；以及
破碎单元，所述破碎单元从所述运料单元接收所述放射性管并将所述放射性管破碎，
其中，所述破碎单元包括多个破碎件，所述破碎件的尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎所述管的分割段，并且其中，所述破碎件中的每一个都包括突起，
并且其中，所述减小核反应堆部件体积的系统位于所述核反应堆坑室内。
33. 减小核反应堆管体积的方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
从核反应堆移除放射性核反应堆管；以及
通过破碎单元将所述核反应堆管破碎，
其中，所述破碎单元包括多个破碎件，所述破碎件的尺寸、形状和材料强度足以抓取、拉动和破碎所述管的分割段，并且其中，所述破碎件中的每一个都包括突起，
并且其中所述方法所述核反应堆坑室内进行。
CN201880042061.0A 2017-06-23 2018-06-05 用于减小核反应堆部件体积的系统和方法 Active CN111095433B (zh)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201762524098P 2017-06-23 2017-06-23
US62/524,098 2017-06-23
ROA201800140 2018-02-28
ROA201800140A RO133587A2 (ro) 2017-06-23 2018-02-28 Sistem şi metoda reducerea volumului componentelor unui reactor nuclear
PCT/CA2018/050671 WO2018232497A1 (en) 2017-06-23 2018-06-05 SYSTEM AND METHOD FOR VOLUME REDUCTION IN NUCLEAR REACTOR ELEMENTS

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111095433A CN111095433A (zh) 2020-05-01
CN111095433B true CN111095433B (zh) 2024-04-12

Family

ID=67733399

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201880042061.0A Active CN111095433B (zh) 2017-06-23 2018-06-05 用于减小核反应堆部件体积的系统和方法

Country Status (6)

Country Link
EP (1) EP3642850A4 (zh)
KR (1) KR102595144B1 (zh)
CN (1) CN111095433B (zh)
CA (1) CA3066142A1 (zh)
RO (1) RO133587A2 (zh)
WO (1) WO2018232497A1 (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2024050631A1 (en) * 2022-09-07 2024-03-14 Ats Corporation Tools and methods for segmenting a calandria tube sheet
KR20240048884A (ko) 2022-10-07 2024-04-16 두산에너빌리티 주식회사 중수로 압력관 및 원자로관 동시 제거 시스템 및 제거 방법

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3416996A (en) * 1966-04-01 1968-12-17 English Electric Co Ltd Fuel handling systems associated with a nuclear reactor
CN85105623A (zh) * 1985-07-23 1987-01-28 西屋电气公司 金属分离切割加工装置
WO2002103708A1 (en) * 2001-06-20 2002-12-27 Atomic Energy Of Canada Limited Checkerboard shear volume reduction system
JP2004361113A (ja) * 2003-06-02 2004-12-24 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 新型転換炉の圧力管解体方法

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2005161277A (ja) 2003-12-05 2005-06-23 Minoru Hosoda 破砕装置および破砕装置における破砕方法
JP4418434B2 (ja) 2006-01-19 2010-02-17 日本原子力発電株式会社 原子炉建屋に設置された熱交換器の解体方法
CA3028463C (en) * 2011-01-17 2021-01-26 Atomic Energy Of Canada Limited Methods and apparatus for handling materials for retubing of a nuclear reactor
CA2766472C (en) * 2011-01-17 2018-01-23 Atomic Energy Of Canada Limited Calandria tube insert removal for reactor retubing
CA2766459C (en) 2011-01-17 2018-01-02 Atomic Energy Of Canada Limited Calandria tube, pressure tube, and annulus spacers removal apparatus and method for nuclear reactor retubing
FR3023053B1 (fr) 2014-06-25 2016-07-29 Stmi Soc Des Techniques En Milieu Ionisant Installation et procede de fragmentation d'un tube, de preference un tube radiologiquement contamine

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3416996A (en) * 1966-04-01 1968-12-17 English Electric Co Ltd Fuel handling systems associated with a nuclear reactor
CN85105623A (zh) * 1985-07-23 1987-01-28 西屋电气公司 金属分离切割加工装置
WO2002103708A1 (en) * 2001-06-20 2002-12-27 Atomic Energy Of Canada Limited Checkerboard shear volume reduction system
JP2004361113A (ja) * 2003-06-02 2004-12-24 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 新型転換炉の圧力管解体方法

Also Published As

Publication number Publication date
EP3642850A1 (en) 2020-04-29
EP3642850A4 (en) 2021-07-14
KR20200019890A (ko) 2020-02-25
CN111095433A (zh) 2020-05-01
WO2018232497A1 (en) 2018-12-27
CA3066142A1 (en) 2018-12-27
RO133587A2 (ro) 2019-08-30
KR102595144B1 (ko) 2023-10-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111095433B (zh) 用于减小核反应堆部件体积的系统和方法
CA2766459C (en) Calandria tube, pressure tube, and annulus spacers removal apparatus and method for nuclear reactor retubing
JP6349059B2 (ja) 放射性物質の処理設備
RU2323493C1 (ru) Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания и устройство для его осуществления
US8857027B2 (en) Method of segmenting irradiated boiling water reactor control rod blades
CN106663480B (zh) 在对核反应堆换料时取出阻力塞和可移除单元的方法
RU2545512C1 (ru) Установка для разделки длинномерных радиоактивных изделий на фрагменты
RU2739902C1 (ru) Способ и устройство выпрямления и зачехловки деформированных по длине отработавших дефектных стержней управления и защиты
JP3770886B2 (ja) 新型転換炉の圧力管解体方法
CN110998747A (zh) 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法
JP7142610B2 (ja) 沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置
Halliwell The windscale advanced gas cooled reactor (wagr) decommissioning project a close out report for wagr decommissioning campaigns 1 to 10-12474
EP1399926B1 (en) Checkerboard shear volume reduction system
JP7267894B2 (ja) 原子炉圧力容器の解体工法及びその装置
JP2017187385A (ja) 減容処理装置及び減容処理方法
JP6230964B2 (ja) 燃料デブリ取出し装置と燃料デブリ取出し方法
RU2253158C1 (ru) Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок
Eng et al. WAGE DECOMMISSIONING-THE PROCESSING OF OPERATIONAL WASTE
Simons et al. Description and operational experience of the Stern Labs flux detector removal tool system
RU2079908C1 (ru) Установка для разделки технологических каналов уран-графитовых атомных реакторов на фрагменты
Basmanov et al. Remote disassembly of an abnormal multiplication system
CA2594537A1 (en) Flux detector removal apparatus
Medved et al. Decommissioning of the A-1 NPP Long-Term Storage Facility
Wall et al. Retrieval of Intermediate Level Waste at Trawsfyndd Nuclear Power Station
Webster Remote technology in the spent fuel route in the UK

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant