CN112313756A - 用于存储和运输乏核燃料的多部件桶 - Google Patents
用于存储和运输乏核燃料的多部件桶 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112313756A CN112313756A CN201980041680.2A CN201980041680A CN112313756A CN 112313756 A CN112313756 A CN 112313756A CN 201980041680 A CN201980041680 A CN 201980041680A CN 112313756 A CN112313756 A CN 112313756A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- canister
- bucket
- gamma
- cartridge
- flange
- 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
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 60
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 claims abstract description 21
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 12
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 61
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 49
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims description 34
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 25
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 22
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 21
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 21
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 claims description 18
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 10
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims description 9
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 4
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 4
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 claims description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims 1
- 230000013011 mating Effects 0.000 abstract description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 26
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 7
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 7
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 7
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 7
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 6
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 6
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 6
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000011133 lead Substances 0.000 description 5
- 230000008569 process Effects 0.000 description 5
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 4
- URBSEJOKAKIABF-UHFFFAOYSA-N 7-amino-4-methyl-1h-1,8-naphthyridin-2-one Chemical compound NC1=CC=C2C(C)=CC(=O)NC2=N1 URBSEJOKAKIABF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 3
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 3
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 2
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 2
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000010981 drying operation Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 2
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 2
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 1
- 230000002238 attenuated effect Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 description 1
- 230000000295 complement effect Effects 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000001186 cumulative effect Effects 0.000 description 1
- 239000013536 elastomeric material Substances 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000009472 formulation Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 1
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 1
- 230000000284 resting effect Effects 0.000 description 1
- 239000011343 solid material Substances 0.000 description 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 1
- 210000000352 storage cell Anatomy 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000013022 venting Methods 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- G21F5/008—Containers for fuel elements
-
- 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
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/14—Devices for handling containers or shipping-casks, e.g. transporting devices loading and unloading, filling of containers
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B65—CONVEYING; PACKING; STORING; HANDLING THIN OR FILAMENTARY MATERIAL
- B65D—CONTAINERS FOR STORAGE OR TRANSPORT OF ARTICLES OR MATERIALS, e.g. BAGS, BARRELS, BOTTLES, BOXES, CANS, CARTONS, CRATES, DRUMS, JARS, TANKS, HOPPERS, FORWARDING CONTAINERS; ACCESSORIES, CLOSURES, OR FITTINGS THEREFOR; PACKAGING ELEMENTS; PACKAGES
- B65D25/00—Details of other kinds or types of rigid or semi-rigid containers
- B65D25/20—External fittings
- B65D25/22—External fittings for facilitating lifting or suspending of containers
-
- 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
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
-
- 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
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/12—Closures for containers; Sealing arrangements
-
- 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)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)
Abstract
一种用于乏核燃料运输和存储的可分离的多部件桶,其包括具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的外筒和具有伽马辐射阻隔成分的垂直伸长的内筒。内筒包括构造成容纳乏核燃料罐的腔。内筒可拆卸地安装并嵌套在外筒的腔内,并且在乏燃料桶装载操作期间可以分段的方式与内筒分离。形成在第一筒和第二筒之间的空气流通环形成排热通道,以去除放射性罐放到第二筒内时散发出来的热量。在内筒和外筒上的一对可拆卸地连接的配对顶部凸缘以悬臂方式支撑和悬挂内筒,从而允许直接加热的内筒热膨胀的程度比外筒更大。
Description
相关申请的交叉引用
本申请要求2018年6月7日提交的美国临时申请No.62/681,731的权益,其通过引用整体并入本文。
技术领域
本发明一般涉及用于运输和存储由核电站或其他设施产生的乏核燃料的桶。
背景技术
在核反应堆的运行中,核能源为填充有浓缩铀的中空锆合金管的形式,集中布置在称为燃料组件的组件中。当燃料组件中的能量已经耗尽到某个预定水平时,将燃料组件从核反应堆中移出。用于包装从轻水反应堆排出的用过的或乏燃料组件以进行场外运输或现场干燥存储的标准结构称为燃料篮(fuel basket)。燃料篮本质上是一组棱柱形存储单元,每个单元的尺寸设计成可存储一个燃料组件,该燃料组件包括多个单独的乏核燃料棒。燃料篮布置在金属储罐内,该金属储罐放置在通风的外层外包装或桶中,以便在内部燃料篮内安全运输或存储多个乏燃料组件。
燃料组件中的乏核燃料(“SNF”)仍然具有很高的放射性,并产生必须散发的大量热量,此外伴随着发射危险的电离中子和伽马光子(即中子和伽马射线),需要进行防护屏蔽。因此,在搬运、运输、包装和存放燃料组件时必须格外小心。用通常含有硼的金属和聚合物屏蔽材料可以有效地衰减中子辐射。然而,这些含硼材料在衰减和屏蔽从燃料篮发出的伽马辐射方面无效。有效的伽马辐射屏蔽需要非常密集的材料,例如铅或其他材料。
典型的转移桶(transfer cask)具有主体,主体设计成在结构上保护存储在其内部的燃料罐中的乏核燃料。常见的配置是由同心布置的填充有铅的钢壳组成。这种由高密度导体材料制成的桶体具有优异的热传导和伽马辐射屏蔽能力,但不幸的是具有相对一般的中子捕获能力。为了捕获中子,需要含氢材料,该含氢材料通常由整体地且永久地结合到主桶体上的填充有水或固体树脂材料的套管提供。
这种传统的转移桶设计具有几个缺点,使得在起重机容量小于通常需要装载的已插入罐的重转移桶的情况下,或者设施的桶的装载区域尺寸或空间限制阻止了放置传统的大尺寸大容量转移桶的情况下,传统的转移桶不适于装载高衰减发热率(即超过40kW)的罐。
期望对传统转移桶的设计进行改进以扩展转移桶的适用性和多功能性,从而克服上述的上述起重机的能力和空间约束情况。
发明内容
本申请提供了一种独特的多部件转移桶,该转移桶包括两个可拆卸地联接和可分离的嵌套容器。根据本公开的转移桶主要包括外部中子屏蔽容器或筒(NSC)和可拆卸地插入到NSC中的内部伽玛阻隔容器或筒(GBC)。与中子屏蔽材料可以与伽马阻隔材料永久地结合在桶体内的传统的转移桶不同,此具有非永久性安装和可分离的GBC的双部件转移桶系统允许乏燃料罐的桶装载操作以特定的方式分阶段进行,这可以在桶装载区域(例如乏燃料池)的有限空间限制内以及在适用的情况下在起重机的有限起重能力内完成。否则,必须通过插入比罐的全部存储容量更少的乏燃料组件来减轻燃料罐的重量,因为必须使用更多的罐,这是低效率的且高成本的。
转移桶的内部GBC的主体具有阻隔伽玛射线的成分,该成分最好由高密度和高导热率的材料(例如钢、铅或铜)组成,以阻隔伽玛射线,这种成分可有效阻隔伽玛射线和同时为筒提供结构完整性。因此,GBC的壳由具有比NSC的壳更高的导热率的材料构成,NSC的壳的作用是屏蔽中子辐射,该NSC的壳通常需要不同的密度较小并且具有较低的导热率特性的材料用于中子屏蔽。GBC主体具有圆柱形腔,该腔封闭并支撑着核废燃料罐。转移桶具有适当尺寸的凸缘或其他结构连接件或元件,用于将NSC固定在其上。在一些实施例中,GBC可以具有非圆柱形的外部轮廓,以与乏燃料池中的桶装载区域的架构相称,在该乏燃料池中,GBC被分段地用于燃料装载。在一个实施例中,GBC的壳体是具有圆形横截面的筒形。
转移桶的外部NSC起到衰减和吸收(即屏蔽)罐和GBC的内部用过的燃料所发射的中子的作用。因此,NSC具有固体或液体中子辐射阻隔成分,其中可以包含用于中子缓和的硼。虽然它也可以提供附加的伽马屏蔽,但其主要功能是提供中子屏蔽。当NSC的重量可能超过可用核设施起重机的起重能力,或者由于空间原因,其尺寸可能限制设施的桶装载区域(即乏燃料池)的装载操作时,NSC与桶的GBC主体分离。其中带有乏燃料组件的充水燃料罐可以装入GBC,同时浸入燃料池中。在最早的方便时机,将GBC从桶装载区(其中装有罐)中取出后,将GBC和NSC配对。从乏燃料池中取出GBC时,填充在燃料罐中的水会提供中子屏蔽,直到将GBC放置在外部NSC中为止。GBC和装满水的燃料罐(不带NSC)的较轻的举升重量有利地在起重机允许的负载范围内。当乏燃料池的桶装载区域中的操作完成时,将GBC放下,并将NSC和GBC配对并联接在一起,在本文会进一步说明。现在包括GBC和NSC的转移桶组件对罐中的乏核燃料具有必要的屏蔽,以开始传统的罐关闭和转移操作。优选地,在GBC中的罐排水之前安装NSC,以确保中子屏蔽不失效。在提升现在包括GBC、罐和NSC的转移桶之前,优选地对罐进行排水,以将其总举升重量降低到起重机(或其他提升设备,例如桶、垂直运输车辆)的能力范围内。有了NSC,就不再需要罐内水提供的中子保护。
根据本发明公开的两件式转移桶中的主要排热手段是在GBC和NSC之间形成沿周向和垂直延伸的空气流通环中的自然对流空气通风作用。冷却空气的循环自然是由GBC的热外表面驱动和引起的,GBC的热外表面是由位于GBC内的罐中的乏燃料组件散发的衰减热量加热。流通环基本上延伸到具有底部空气入口和顶部空气出口的桶的整个高度。通过在罐到GBC的接口处的GBC内提供开放且通风的环形空间以按需通风,可以进一步提高和增强散热。为了获得最佳的热性能和ALARA性能,在乏燃料装载和转移过程的不同阶段,需要在必要时保持该二级内部环形空间充满水,以提供额外的中子屏蔽,或者有时进行通风以实现额外的散热。
如果希望通过在某些情况下通过用冷却水喷洒罐盖以去除多余的热量来更有效地冷却罐,则该可排放的罐到GBC的环形空间也是有价值的。喷洒可以是重力供给的,并且可以通过环形空间在罐上方和周围流动,以实现最大的可靠性,以保护罐和其中的燃料组件的结构完整性。计算表明,喷洒模式可以使充水罐中的水避免无限期地沸腾,这对于处理装载有燃料的罐必须长时间保持充水的情况(例如中子屏蔽)至关重要。
可分离的NSC和GBC之间的联接布置是独特的,可以补偿这两个筒之间的热膨胀差异。内部GBC具有顶部安装凸缘,该顶部安装凸缘刚性地且可拆卸地联接到外部NSC的顶部凸缘,使得内部GBC通过悬臂方式在顶部经由联接凸缘悬挂和支撑。在一个优选的实施例中,NSC和GBC之间在联接的顶部凸缘下方没有其他刚性联接接合。有利的是,与暴露于自然的环境冷却空气中的相对较冷的外部NSC相比,内部GBC的较热主体(由从GBC内部的罐发出的衰变核燃料热量加热)热量增加,并从联接凸缘的长度方向垂直向下扩展。这样可以避免由于热膨胀差异而在GBC和NSC之间形成裂纹。在一个实施例中,两个凸缘可以通过多个螺纹紧固件螺栓连接在一起。
在一个方面,用于乏核燃料运输和存储的可分离的多部件桶包括:垂直纵向轴线;具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的第一筒,该第一筒限定沿纵向轴线延伸的第一腔;垂直伸长的第二筒,其具有伽马射线阻隔成分,所述第二筒限定第二腔,所述第二腔沿着所述纵轴延伸并构造成容纳乏核燃料罐;第二筒可拆卸地安装在第一筒的第一腔内;在第一筒和第二筒之间形成有空气流通环,该空气流通环限定了排热通道,以在被放置在第二筒内时除去罐所散发的热量。
在一个方面,用于存储和运输乏核燃料的多部件转移桶系统包括:垂直纵向轴线;具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的外部容器,该外部容器包括:包括环形的顶部凸缘的顶端、底端以及在顶端和底端之间延伸并限定第一腔的圆柱形侧壁;垂直伸长的内部容器,其具有伽马射线阻隔成分,该内部容器包括:包括环形安装凸缘顶端、底端以及在顶端和底端之间延伸并限定第二腔的侧壁,第二腔构造成容纳乏核燃料罐;内部容器的安装凸缘可拆卸地联接到外部容器的顶部凸缘,使得内部容器经由联接凸缘以悬臂方式被悬挂和支撑;其中,内部容器与外部容器能够轴向且可滑动地分离。内部容器的悬置和悬臂安装使得当乏核燃料罐直接放置在其中时,该容器被乏核燃料罐直接加热,该容器以比比较冷的外部容器更高的差分热膨胀率增大,从而避免了两个容器之间的热膨胀破裂。
在一个方面,一种用于转移和运输乏核燃料的方法,包括:提供核燃料运输桶,该桶包括具有内部第一腔的外部中子屏蔽筒和具有内部第二腔的内部伽玛阻隔筒,所述伽玛阻隔筒可拆卸地联接至中子屏蔽筒的第一腔并嵌套在中子屏蔽筒的第一腔内;将伽玛阻隔筒与中子屏蔽筒分开;将伽玛阻隔筒放置在支撑面上;将多个乏核燃料组件装载到伽马阻隔筒的第二腔中;将伽玛阻隔筒提升到中子屏蔽筒上方;将伽玛阻隔筒和燃料罐组件插入中子屏蔽筒。
根据下文提供的详细描述,本发明的其他应用领域将变得显而易见。应该理解的是,详细说明和特定示例虽然指示了本发明的优选实施例,但是仅意图用于说明的目的,而不意图限制本发明的范围。
附图说明
通过详细描述和附图,将更加全面地理解本发明,其中,相似的元件被相似地标记,并且其中:
图1是根据本公开的用于存储和运输乏核燃料的多部件转移桶系统的立体图;
图2是其分解立体图。
图3是分解立体图,示出了与外部中子屏蔽筒解除联接和分离的内部伽玛阻隔筒。
图4是中子屏蔽筒顶部的放大的顶部立体图,示出了纵向引导花键和其他特征。
图5是转移桶的侧视截面立体图。
图6是取自图5的桶的放大的顶部细节,示出了由箭头表示的安装凸缘布置和冷却空气流动路径;
图7是取自图5的桶的底部放大细节;
图8是桶的底部的放大侧视图细节,示出了密封和气流模式;
图9是桶的底部立体图,示出了用于将底盖附接到内部伽马阻隔筒的安装机构;
图10是桶的底部的放大细节,示出了图9的安装机构;
图11是表示将内部伽玛阻隔筒的安装凸缘与外部中子屏蔽筒联接的机构的放大侧面剖视图;
图12是中子屏蔽筒的俯视图。
图13是表示桶的通风系统的侧面剖视图;和
图14是示出利用图1的桶系统的核燃料存储和装载设备的示意图。
所有附图均为示意图,不一定按比例绘制。除非另有说明,否则在某些附图中显示的特征与在其他附图中未显示的相同特征相同。
具体实施方式
在此通过参考示例性实施例示出和描述了本发明的特征和益处。旨在结合附图阅读示例性实施例的该描述,这些附图应被认为是整个书面描述的一部分。因此,本公开明确地不应该限于示出了可以单独存在或以特征的其他组合存在的特征的一些可能的非限制性组合的示例性实施例。
在本文公开的实施例的描述中,对方向或取向的任何引用仅是为了描述的方便,而不是以任何方式限制本发明的范围。相对术语,例如“下”、“上”、“水平”、“垂直”、“上方”、“下方”、“向上”、“向下”、“顶”和“底”,以及它们的派生词(例如,“水平地”、“向下地”、“向上地”等)应被解释为是指所描述的方向或所讨论的附图中所示的方向。这些相对术语仅是为了描述的方便,并且不需要以特定的方向构造或操作该设备。诸如“附接”、“附连”、“连接”、“联接”、“互连”和类似的术语是指一种关系,其中结构通过中间结构直接或间接地彼此固定或附接,以及两者活动的或刚性的附接或关系,除非另有明确说明。
贯穿全文,本文公开的任何范围均用作描述该范围内的每个值的简写。范围内的任何值都可以选择为范围的端点。另外,本文引用的所有参考文献通过引用整体并入本文。在本公开中的定义与所引用的参考文献的定义冲突的情况下,以本公开为准。
图1-13描绘了一种用于存储和运输放射性乏核燃料的系统,该系统包括桶20。桶20在垂直方向上伸长,限定了垂直的纵向轴线LA,并且包括可拆卸地且可移除地定位并插入到外筒内部的外部中子屏蔽筒21(NSC)和内部伽玛阻隔筒40(GBC)。这些筒在这里可以通过其全名的缩写/简写,简单地称为内筒和外筒。
外部NSC 21具有细长主体,该细长主体包括顶端22、底端23,在两端之间延伸的圆柱形侧壁24和内腔25。腔25沿着纵向轴线从顶端到底端完全延伸穿过筒21。筒21包括内表面30和相对的外表面30。NSC 21可以由单个长筒体组成,或者可以由多个轴向对齐且垂直堆叠的筒段形成,这些筒段在各段之间的接头处密封焊接在一起,共同形成筒体。
中子屏蔽筒21的底端23可包括装有角撑板的环形径向底部支撑凸缘26,用于支撑NSC和使筒的侧壁24变硬。在一个非限制性实施例中(见图7),凸缘26可从筒的内表面30径向/侧向完全地延伸到外侧暴露的外表面31。凸缘26被配置和布置成围绕自行轮式或履带式垂直桶运输车辆或履带车75的容器74接合平台73,用于运输已装载的燃料罐、GBC和NSC的满载桶20(在图13和14中示意性地示出)。这种桶运输工具在本领域中是众所周知的,并且可以从如Enerpac Heavy Lifting Technology等制造商处购得。当将装有燃料罐60的内部伽马阻隔筒40安装在外部NSC 21内时,GBC的底端在支撑凸缘26下方向下突出到向上开口的容器74中,并且不与运输车辆的用于支撑的任何结构表面接合。因此,外部NSC的底部支撑凸缘26支撑桶20和其中乏燃料的全部重量。
筒21的顶端22可包括限定向上开口的顶部凹口28的环形径向顶部凸缘27。凸缘27构造成形成绕筒21的顶端周向延伸的垂直延伸的环形唇部27-1。在一个实施例中,凸缘27可以由L形金属结构角形成,该L形金属结构角包括水平部分27-2和邻接的垂直部分,该垂直部分限定了环形唇部27-1,环形唇部27-1限定凸缘的周边(例如,参见图6)。顶部和底部凸缘26,27两者均牢固地例如经由密封焊接联接至中子屏蔽筒21的侧壁24。如一个非限制性实施例中所示,每个凸缘26、27可进一步径向向外突出超过中子屏蔽筒21的侧壁24。
在一个实施例中,外部中子屏蔽筒21的顶端22可以被构造成垛形,其包括由升高的间隔块29形成的多个垛,该间隔块29布置在由顶部安装凸缘27形成的筒的顶部凹口28中(参见例如图4)。间隔块29从顶部凸缘27的平面朝上的表面27-1垂直向上延伸。间隔块29可以是矩形或正方形的立方体形状。在一个实施例中,块29可在顶部凸缘27上以优选规则的间隔在周向上间隔开,以均匀地接合内部伽马阻隔筒40的安装凸缘70并支撑该筒,如本文进一步所述。
在一个实施例中,中子屏蔽筒21可具有复合壁构造,该复合壁构造包括内筒形壳体33和外筒形壳体32,中间夹有中子衰减屏蔽介质35(在图7中最佳示出)。壳体可由具有足够结构强度和厚度的合适金属形成,例如但不限于用于腐蚀防护的不锈钢。中子屏蔽介质35可以是用于中子衰减的含硼材料。在一个实施例中,中子屏蔽层可以是固体材料,例如可从新泽西州卡姆登市的霍尔泰克国际公司获得的HoltiteTM,其配方包括浸渍有均匀分散的碳化硼颗粒的富氢聚合物。可以使用其他含硼材料。在其他实施例中,中子屏蔽介质35可以是液体,例如含有硼酸的水。在固体或液体中子屏蔽介质的情况下,如图所示,介质可以被完全封闭或封装在壁32、33与筒21的顶部和底部凸缘27、26之间。
现在将进一步描述内部伽马阻隔筒40。大体上参考图1-13,内筒40具有细长主体,该细长主体包括顶端41、底端42,在端部之间延伸的侧壁43以及内腔44。在一些实施例中,侧壁43可以是具有圆形横截面的圆柱形以匹配燃料罐60的圆柱形形状。然而,其他非圆柱形侧壁可以例如为六角形或其他。
伽马阻隔筒40的腔44沿着纵向轴线LA从顶部41到底部42完全延伸穿过筒40的主体。腔44被配置为将核乏燃料罐60保持并支撑在其中。伽马阻隔筒40的腔44优选地具有横截面区域,该横截面区域构造成容纳不超过单个的乏核燃料罐60,该乏燃料罐又容纳均包含燃料棒的多个乏燃料组件。罐60包括可密封的盖61,以能够接近罐的内部和存储在其中的燃料组件。一个典型的核燃料罐在满负荷情况下可容纳约89个燃料组件。内筒40还包括内表面45和相对的外表面46。伽马阻隔筒40可以由单个长筒体组成,或者可以由多个轴向对准且垂直堆叠的筒段形成,所述筒段在各段之间的接头处密封焊接在一起,以共同形成筒体。
在一个实施例中,GBC 40可具有复合壁构造,该复合壁构造包括内筒形壳体47和外筒形壳体48,在其之间插入并夹有伽马阻隔内衬49(图7中最佳示出)。可以提供环形底部封闭环51以封闭和支撑两个壳体和内衬的底端。壳体47、48可以由具有足够结构强度和厚度的合适金属形成,例如但不限于用于腐蚀防护的不锈钢。伽马阻隔内衬49材料优选地由高密度和高导热金属材料构成,该材料被选择并且可操作用于阻隔伽马射线。作为一些非限制性示例,可以使用满足那些标准的合适材料包括钢、铅或铜。在一种实施方式中,复合壁构造可以是钢/铅/钢,所有这些都用于阻隔由放置在GBC的腔44中的燃料罐60内的衰变核燃料发出的伽马辐射。
GBC 40的底端42处的腔44可以由可拆卸的底盖50封闭,如图5、7和8最佳所示。当将内部伽玛阻隔筒40放置在其中时,盖50在底部支撑凸缘26和外部中子屏蔽筒21的底端23下方垂直向下突出。盖50被构造成支撑乏燃料罐60,该乏燃料罐60搁置在盖的平坦的水平顶表面上,为了不会因罐的重量而过度变形,其具有合适的厚度。
盖50可以通过适当的紧固件被可移除地联接到筒40的底部封闭环51,该紧固件被选择为在环和盖之间形成互锁的布置。在一个实施例中,如最佳地在图9和图10中最佳所见,可以使用围绕筒40和盖50的周边周向隔开的间隔的多个锁定键53来将盖联接至封闭环51。键53被插入互补构造的锁定槽54中;并且,槽的一半部分形成在每个相邻的底部封闭环51和盖50中,它们共同限定了锁定槽的形状。槽54是侧向敞开的并且朝着纵向轴线LA径向向内延伸到筒40中适当的距离。在一个非限制性实施例中,键53可以是多边形的,并且优选地是直线多边形。在一个实施例中,键53和配合槽54可以是如图所示的I形。然而,可以使用包括非多边形形状的其他形状的键,只要在GBC的底部封闭环51和盖50之间形成互锁布置即可。本发明中不限制键的形状。
为了在将内部伽玛阻隔筒40插入外部中子屏蔽筒21中时接近锁定键53,可以在外筒21的底部凸缘26中形成多个径向延伸且侧向敞开的接近槽56(如图9最佳所示)。每个键53具有关联的接近槽56。
在其他可能的实施方式中,诸如螺栓的螺纹紧固件55(在图8中以虚线表示)可以用于将盖50可拆卸地联接至GBC的底部封闭环51。如图所示,紧固件55可以相对于封闭环和盖以对角线方向插入。在一个实施例中,盖50和底部封闭环51之间的界面可以通过由合适的可弹性压缩的弹性体材料或橡胶形成的环形垫圈或密封件52来密封。密封件被选择并构造成密封伽马阻隔筒40的内腔44,该伽马阻隔筒以气密和液密的方式保持核废燃料罐60。
底盖50优选地不延伸超过伽玛阻隔筒40的侧壁43,如图8最佳所示。这提供了筒40到外部中子屏蔽筒21中的无阻碍插入,并且在内筒和外筒之间保持间隙,用于形成冷却空气流通环34,这在本文中进一步描述。为了便于内筒40的中心定位和插入,可以在腔25中的外筒21的内表面30上设置多个纵向引导肋或花键57。引导花键57沿着腔25的纵向长度的大部分或更优选地基本上是整个长度,沿周向间隔开并且沿纵向轴线LA垂直地纵向延伸伸长。花键57径向向内延伸到腔25中,超出围绕外部中子屏蔽筒21的顶部开口的NSC顶部凸缘27的内径一小段距离,以确保在内筒40下降时与内筒40接合并且引导内筒40。花键57的顶端可以倾斜成一定角度,以利于将内筒40中心定位和进入外筒腔25,并且当用起重机将桶降低到外筒中时,如果不与桶的纵向轴线LA同轴完美对准,则可以平滑地接合内筒底盖50的外围边缘。需要注意的是,引导花键57还起着重要的功能,即在内筒40和外筒21之间保持基本均匀的冷却空气流通环34。在一个实施例中,引导花键57可以通过焊接永久地附接到外部中子屏蔽筒21。
继续参考图1-13,内部伽马阻隔筒40的顶端41可以终止于由环形的顶部安装凸缘70。凸缘70径向/横向向外突出超过伽马阻隔筒40(GBC)的侧壁43,以接合外部中子屏蔽筒21(NSC)的顶部凸缘27,如图5和6所示。在一个非限制性实施例中,GBC安装凸缘41通过诸如螺栓的多个安装紧固件71可拆卸地安装至NSC顶部凸缘27,从而将内筒和外筒可拆卸地联接在一起(也参见图4和11)。紧固件71完全垂直延伸穿过GBC安装凸缘70,并与形成在NSC顶部凸缘27中的相应向上开口的螺纹孔72接合。在一个实施例中,螺纹孔72可以形成在间隔块29中,如图4最佳所示。间隔块29有利地提供额外的材料支撑或厚度,以将安装紧固件71固定到NSC顶部凸缘27以获得结构强度。
当将内部伽马阻隔筒40安装在外部中子屏蔽筒21中时,其中装有乏燃料罐60的内筒40的全部重量通过安装凸缘70和顶部凸缘27之间的接合以悬臂的方式完全由外筒21支撑。这允许被其中的发热燃料罐60直接加热的内筒40独立于外部中子屏蔽筒21而受热长度增加,从而避免了由不同的热膨胀引起的破裂。外部中子屏蔽筒21的底部支撑凸缘26又由本文中别处所述的垂直桶运输履带车或车辆75支撑。
在一种结构中,包括外部中子屏蔽筒21和内部伽马阻隔筒40以及乏燃料罐60在内的整个满载桶20可以仅经由GBC安装凸缘70和螺栓来升高和提升。因此,凸缘70具有足够坚固的结构和厚度以支撑整个桶重量。为了提升桶,在图1-3中示出了至少一对凸起的凸耳组件76,其可以经由诸如螺栓的螺纹凸耳紧固件77可拆卸地安装到安装凸缘70的顶部。根据期望的索具布置,在其他实施例中可以使用更多的凸耳组件。在各种实施例中,可以将用于将安装凸缘70固定至外部中子屏蔽筒21的现有安装紧固件71用作凸耳紧固件。在其他实施例中,可以使用单独的带螺纹的凸耳紧固件77。
图3示出了内部伽马阻隔筒40在经由起重机80的升降装置79升高或降低以将筒40移出或插入外部中子屏蔽筒21中的过程。提升线束78联接到上方的升降装置和下方的安装到伽玛阻隔筒上的提升凸耳组件76。如上所述,当内部伽玛阻隔筒40经由安装紧固件71安装到外部中子屏蔽筒21上时,整个桶20将以所示的相同的方式升高或降低。需要注意的是,所示的起重机80可以是在反应堆安全壳结构内部的可以进入核乏燃料池的起重机,或者是安装在垂直桶运输车75上的起重机(例如,参见图14)。
保持乏燃料罐60的内部伽玛筒40被乏核燃料发出的衰变热加热,这在相当长的一段时间内可能很重要。因此,必须采取措施有效地消除衰变热,以保持桶部件及其包含的核燃料的结构完整性。根据本发明的一个方面,提供了一种冷却空气系统,其利用可用的环境冷却空气和通过烟囱效应产生的自然流循环,该烟囱效应是由衰变的核燃料组件经由内部伽马筒21垂直侧壁43发出的热量引起的。参照图5-8、11和13,内部伽马阻隔筒40的垂直侧壁43的外表面46与中子外屏蔽筒21的垂直侧壁24的内表面30之间的空间或间隙提供了垂直延伸的敞开的冷却空气流通环34。冷却空气流通环34延伸到桶20的整个高度,并且围绕内筒40和外筒21之间的整个界面周向延伸。如本文先前所描述的,空气流通环34可具有由固定在外部中子屏蔽筒21的内表面上的纵向花键57产生的基本均匀的横截面面积(还参见图4和图12)。空气通过花键57之间的冷却空气流通环34垂直向上流动,这形成了由花键限定的多个纵向延伸的空气通道34-1。
由于内部伽马阻隔筒40通过GBC安装凸缘70和NSC顶部凸缘27之间的接合从顶部完全支撑在外部中子屏蔽筒21的内部,因此,空气流通环可以完全延伸穿过桶的底端。这形成了环形的下冷却空气入口34-2,该下冷却空气入口34-2进入在桶的底部处的筒之间的空气流通环34中(在图7-8中最佳示出)。在一些实施例中,空气入口34-2可以连续地并且不间断地完整开启360度。
以本文先前描述的方式,通过将伽玛阻隔筒40的顶部安装凸缘70安置在中子屏蔽筒顶部凸缘27的间隔块29上,进一步在垂直间隔开的配合凸缘之间形成多个上冷却空气出口34-3,该垂直间隔开的配合凸缘与在伽马阻隔筒40和中子屏蔽筒21之间的空气流通环34流体连通。中子屏蔽筒顶部凸缘27的垂直突出的凸起环形唇部27-1和凸缘的成角度的横截面形状形成迂回的空气L形出口路径,该出口路径有利地防止中子通过上空气出口34-3直接流到外部环境。这没有从外部穿过空气出口34-3进入桶20内部的直接视线,以防止中子流。
在冷却空气系统的操作中,环境冷却空气垂直地进入环形下空气入口34-2,并且垂直地流入并向上穿过空气流通环34到达桶20的顶部(平行于纵向轴线LA)。敞开的环34中的空气被内部伽马筒筒侧壁43直接加热。通过自然通风,经由下空气入口34-2将空气向内吸入桶20。然后,加热的冷却空气在空气流通环中向上流动,径向/横向流过上空气出口34-3(垂直于纵向轴线LA),然后垂直向上转向,流过外部NSC筒21的环形唇部27-1,并排放到周围大气和环境中。
参照图7和图8,优选地,还可以在燃料罐60与伽马阻隔筒40的内表面45之间的界面处设置沿周向延伸的径向环形空间或间隙G。为了获得最佳的热性能和ALARA性能,在燃料加载场景的不同阶段,需要使环形间隙G充满水(用于额外的屏蔽)或通风(用于额外的散热能力)的能力。伽马阻隔筒40的底盖50可包括多个进气孔62,该进气孔62构造成提供通道,该通道用于将环境冷却通风向上引入到环形间隙G中(例如,参见图7和9)。在中子屏蔽筒21的底部支撑凸缘26下方延伸的盖50的部分的侧面形成有进气孔62。进气孔62可以具有L形构造,在其他实施例中,这些孔可以是垂直的,直接穿过盖50的底侧钻出,并且向上延伸以流体地联接到环形间隙G。
底盖中的进气孔62设计成在需要时便于塞住,以在桶燃料装载和处理操作的某些阶段在需要时保持环形间隙G而不是注满水。因此,在燃料装载和转移操作期间,围绕罐的可排放环形间隙G可用于根据需要促进空气流通或保持充满水。环形间隙G在伽马阻隔筒40与罐60之间的界面处向上开口,从而形成环形空气出口63(图6中最佳示出)。如上所述,如果需要附加的中子屏蔽而不是空气冷却,则可以通过空气出口63将水引入环形间隙G中以冷却罐60。如果罐60需要进一步的主动冷却,以消散由衰变的核燃料产生的热量,则可排放的环(间隙G)有利地提供了使用重力注水滴将水喷洒到滤罐盖上的设施,从而可以有效地从罐中去除热量,而不用依靠主动冷却系统。
如本文先前所述,可物理拆卸的外部中子屏蔽筒21(NSC)与内部伽马阻隔筒40(GBC)能够分离在策略上具有许多优点。
一个优点是,通过将转移桶的导热率低的部分(即,NSC)与导热率高的GBC分开,现在可以在它们之间结合本文前面描述的空气流通环34。GBC的热外表面由GBC内部的罐中燃料的衰减热量加热,从而驱动有效的自然对流空气通风作用,以防止燃料过度加热。
另一个优点是,在某些情况下(例如在罐干燥操作期间),可能希望将桶保持尽可能热。在这种情况下,将NSC的高热惯性中子屏蔽与桶体的GBC分开,或者在物理上阻止空气流通的能力有助于加速干燥操作。
另一个优点是,大多数转移桶的允许重量受桶装卸起重机的额定起重能力或乏燃料池中桶装载区域的大小限制。根据目前的可分离的GBC和NSC方案,GBC在工厂结构和起重机容量的限制下制造得尽可能重,直径尽可能大。同样地,在用于搬运转移桶的负载提升装置的限制下,将NSC尽可能地做得大,该负载提升装置通常具有比核设施桶装载区域中的桶搬运起重机更高的额定载荷提升能力。这两种功能结合在一起可以优化转移桶的屏蔽性能。
还有一个优点是,NSC可以制成单节或多节环形筒的形式,其中包含水或固态树脂中子屏蔽材料,例如包含在钢制外壳中的HoltiteTM。可以将硼酸添加到NSC的水中以增强中子捕获。
图14是用于临时存储乏核燃料的“湿”乏核存储设施100(不要与“干”独立的乏燃料存储装置(ISFSI)相混淆)的示意图,以用于更长的临时性乏核燃料存储。湿存储设施100包括具有顶125、壁123和钢筋混凝土基础垫121的结构建筑外壳,其限定了基本水平的操作平台122,该操作平台围绕并延伸过蓄有水W的乏燃料池140的一部分。平台122可以环绕地面或地板G,以方便电动的桶车辆或推车进出设施。如图所示,进入舱90由与燃料池140相邻的平台122限定,用于使该燃料转移桶20分段运输,该转移桶20包括如图所示的外部中子屏蔽筒21和内部伽马阻隔筒40。在一些实施例中,建筑物外壳可以是反应堆安全壳结构。
燃料池140包括基部或底部142和从其向上延伸至操作平台122的多个垂直侧壁141。在水池中形成水位WL。燃料存储架127浸没在池140中,该燃料存储架127包括多个向上敞开的存储室129,每个存储室129构造成容纳从反应堆中移出的单个用过的或乏核燃料组件128。燃料组件本身包括多个燃料棒以及用于主冷却剂在反应堆中的流动的上下流动喷嘴;燃料组件的设计是本领域技术人员众所周知的,在此不做过多阐述。燃料池140的一部分限定了桶装载区域150,用于将燃料组件从架127装载到位于伽马阻隔筒40内部的罐60中,如下文进一步描述的。为了使燃料组件能够进行罐装载操作并操纵转移桶20组件(GBC、NSC)和燃料罐,可以提供本文先前描述的一个或多个桥式起重机80,其可用于抬升负载并来回移动湿存储设施100。
现在将首先参考图14,其简要地概述用于转移和运输乏核燃料的过程或方法。第一步是提供核燃料运输桶20,该桶包括具有内部第一腔25的外部中子屏蔽筒21和具有内部第二腔44的内部伽玛阻隔筒40。最初,在下面描述的过程开始时,伽马阻隔筒可拆卸地联接到中子屏蔽筒的第一腔并嵌套在其中。桶20可通过具有抬升能力高的桥式起重机102的自行轮式或轨道式履带车75被运输到干燥的乏燃料存储设施100,该起重机102通过一对垂直柱81安装在履带机的平台73上方高处,起重机由柱之间的梁支撑。这样的桶运输机在本领域中是众所周知的。
如图所示,桶20可以经由重型履带车75(例如,约170吨的起重能力)移动到紧靠燃料存储设施100外部的分段运输点。履带车的高度和重量通常较高,因此无法进入燃料存储设施。在一种情况下,整个桶20可以放置在低矮的轮式桶运输推车301上,该推车301通常沿着支撑在设施外部的地面G和设施内部的操作台122的一对连续轨道移动。然后将桶20在设施外壳内移动到燃料池140旁边的进入舱90。该过程的下一步是使用如图14所示的内部起重机80将伽马阻隔筒40与外部中子屏蔽筒21分离。这是通过首先从外部中子屏蔽筒21的顶部凸缘27上松开伽玛阻隔筒40的安装凸缘70来实现的。然后用起重机80提升/升高伽玛阻隔筒40,并通过附接到伽玛阻隔筒的顶部安装凸缘70的提升线束78和提升凸耳78将其与中子屏蔽筒21分离。然后可用的空燃料罐60可以由起重机80提起,并垂直向下插入到在燃料池140的外部或内部(如果先前尚未放置在其中)的伽马阻隔筒40中。可替代地,在与中子屏蔽筒21分离之前,可以将罐放置在伽玛阻隔筒40内部。
在替代的可能但不太优选的情况下,可以通过履带式起重机102将伽马阻隔筒40解除联接,并从燃料存储设施100外部的中子屏蔽筒21中移除。然后伽马阻隔筒可以在桶运输车301上单独移动并移动到设施中。
接下来,然后内部桥式起重机80提升/抬起伽玛阻隔筒40和罐60组件(假设罐被插入燃料池140外部的筒40中),并将该组件放入/降低到燃料池140中,放在池的桶装载区域150中的支撑表面(例如,燃料池底部142)。伽玛阻隔筒和罐(盖61已被取下)中注满了水。伽玛阻隔筒和罐60浸没在水W下的深度足以使燃料组件128在被起重机80装载到罐中时保持在水位WL之下。然后将燃料组件逐个装入罐和伽马阻隔筒中。
在装载了燃料组件之后,下一步是使用起重机80将装载的伽玛阻隔筒40和燃料罐60组件从燃料池140中提升/升起。将伽马阻隔筒40和燃料罐60组件操纵到推车301上的中子屏蔽筒21的顶部上,然后下降/插入到中子屏蔽筒中。因为现在中子屏蔽筒21就位以用于中子辐射屏蔽,所以可选地,罐此时可以排水。下一步是分别通过每个容器的配合安装凸缘和顶部凸缘70、26将内部伽马阻隔筒40螺栓连接到外部中子屏蔽筒21上。然后将现在具有完全重新组装的桶20的推车301移出设施。下一步是使用履带起重机102将桶20提回到履带车75上,以进行进一步的封闭操作并将其运输到干燥存储设施。
需要注意的是,在将伽马阻隔筒40和罐60从乏燃料池140中移出时,罐中的水提供了必要的中子屏蔽(伽马阻隔筒提供了伽马辐射屏蔽)。伽马阻隔筒和充满水的罐(没有中子屏蔽筒21)的举升重量在设施起重机80的允许举升能力之内。一旦将装载有水的罐60的伽马阻隔筒40插入外部重新联接的中子屏蔽筒21中,转移桶20就具有必需的中子屏蔽,以开始罐的排水、关闭和转移操作。因此,优选地,在罐60排水之前安装中子屏蔽筒21,以确保中子屏蔽不会失效。在举升现在由伽马阻隔筒40、中子屏蔽筒21和罐60组成的完整组装的转移桶20之前,已经排水的罐将桶的整体/累积举升重量降低到履带车75起重机(或其他起重设备)的能力之内。
前述步骤顺序的变化可以在其他实施例中实践中使用,并且不限制本发明。
尽管前面的描述和附图表示一些示例系统,但是应该理解,可以在不脱离所附权利要求的精神和范围以及等同范围的情况下在其中进行各种添加、修改和替换。特别地,对于本领域技术人员将清楚的是,在不脱离本发明的精神或基本特征的情况下,本发明可以以其他形式、结构、布置、比例、尺寸以及其他元件、材料和组件来实施。另外,可以对本文所述的方法/过程进行多种变化。本领域技术人员将进一步认识到,本发明可以在结构、布置、比例、尺寸、材料和部件的许多修改情况下使用,并且可以在本发明的实践中使用,在不背离本发明原理的前提下,这些修改特别适合于特定的环境和操作需求。因此,当前公开的实施例在所有方面都应被认为是说明性的而不是限制性的,本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定,并且不限于前述描述或实施例。而且,所附权利要求应被宽泛地解释为包括本发明的其他变型和实施例,本领域技术人员可以在不脱离本发明的等同范围的情况下做出这些变型和实施例。
Claims (24)
1.一种用于乏核燃料运输和存储的可分离的多部件桶,其包括:
垂直的纵向轴线;
具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的第一筒,该第一筒限定沿所述纵向轴线延伸的第一腔;
垂直伸长的第二筒,其具有伽马射线阻隔成分,所述第二筒限定第二腔,所述第二腔沿着所述纵向轴线延伸并构造成容纳乏核燃料罐;
所述第二筒可拆卸地安装在所述第一筒的所述第一腔内;和
在所述第一筒和所述第二筒之间形成有空气流通环,该空气流通环限定了排热通道,以在所述罐被放置在所述第二筒内时,除去所述罐所散发的热量。
2.根据权利要求1所述的桶,其中,所述第二筒的导热率高于所述第一筒的导热率。
3.根据权利要求1所述的桶,其中,所述第二筒包括底盖和径向突出的顶部安装凸缘,所述底盖附接到所述第二筒的底端,所述顶部安装凸缘围绕所述第二筒的顶端周向延伸。
4.根据权利要求1至3中任一项所述的桶,其中,所述顶部安装凸缘至少部分地容纳有形成在所述第一筒的顶端中的向上开口的环形凹口。
5.根据权利要求4所述的桶,其中,所述环形凹口由具有L形横截面的角环形成。
6.根据权利要求4所述的桶,其中,所述环形凹部包括多个凸起的间隔块,所述第二筒的所述顶部安装凸缘位于所述间隔块上,以在所述顶部凸缘和所述第一筒之间形成多个上空气出口,在所述凹口内的所述顶部凸缘与所述第一筒和所述第二筒之间的所述空气流通环流体连通。
7.根据权利要求6所述的桶,其中,所述顶部安装凸缘通过螺纹紧固件直接联接到所述间隔块。
8.根据权利要求1至3中任一项所述的桶,其中,所述第一筒包括带垛的顶端,所述第二筒的顶部安装凸缘支撑在所述带垛的顶端上,从而形成了与所述空气流通环流体连通的多个上空气开口。
9.根据权利要求3或8所述的桶,其中,所述底盖由伽马阻隔材料和中子吸收材料构成。
10.根据权利要求9所述的桶,其中,所述底盖包括氢材料。
11.根据权利要求1所述的桶,其中,还包括附接到所述第二筒的底端的底盖,其中,所述底盖在所述第一筒的底端处的环形支撑凸缘下方向下延伸,从而形成通向所述空气流通环的下空气入口。
12.根据权利要求1所述的桶,其中,还包括附接到所述第二筒的底端的底盖,其中,所述底盖不在所述第二筒的侧壁之间径向向外突出。
13.根据任何前述权利要求所述的桶,其中,所述第一壳体的内表面包括布置在所述空气流通环中的将所述第二筒在所述第一筒里中心定位的多个垂直纵向花键,以及在所述花键之间形成的所述空气流通环的多个纵向延伸的空气通道。
14.根据权利要求3所述的桶,还包括多个吊耳,所述多个吊耳可拆卸地安装在所述第二筒的顶部安装凸缘上,用于提升和移动所述第二筒。
15.根据权利要求14所述的桶,其中,所述第二筒的顶部安装凸缘通过与所述第一筒的顶部凸缘接合的多个螺纹紧固件与所述第一筒联接,通过经由所述提升凸耳提升所述第二壳体,所述第一筒和所述第二筒能够作为一个整体单元被提升。
16.根据权利要求1所述的桶,其中,所述第一筒和所述第二筒均具有横截面为圆形的筒体。
17.一种用于存储和运输乏核燃料的多部件转移桶系统,包括:
垂直的纵向轴线;
具有中子辐射屏蔽成分的垂直伸长的外部容器,该外部容器包括顶端、底端以及圆柱形侧壁,该顶端包括环形的顶部凸缘,该圆柱形侧壁在所述顶端和所述底端之间延伸并限定第一腔;
具有伽马射线阻隔成分的垂直伸长的内部容器,该内部容器包括:顶端,其包括环形安装凸缘;底端;以及侧壁,所述侧壁在所述顶端和所述底端之间延伸并限定第二腔,所述第二腔构造成容纳乏核燃料罐;
所述内部容器的安装凸缘可拆卸地联接到所述外部容器的顶部凸缘,使得所述内部容器经由联接的所述凸缘以悬臂方式被悬挂和支撑;
其中,所述内部容器能够与所述外部容器轴向地且滑动地分离。
18.根据权利要求17所述的转移桶系统,还包括:
乏核燃料罐,其设置在所述内部容器的第二腔中并加热所述内部容器;
空气流通环,其沿所述纵向轴线在所述内部容器和所述外部容器之间形成,其中所述环内的空气被所述内部壳体加热,引起冷却空气向上流过所述环;
所述内部容器的安装凸缘与所述外部容器的顶部凸缘之间的界面,其被构造成限定多个上冷却空气出口,所述多个上冷却空气出口与所述空气流通环流体连通以将加热的空气排至周围环境。
19.根据权利要求17或18所述的桶,其中,所述外部容器的顶部凸缘是垛形的,在顶部凸缘与内部容器的安装凸缘之间形成多个周向间隔开的垂直间隙,限定了所述上冷却空气出口。
20.根据权利要求17至19中任一项所述的桶,还包括附接到所述内部壳体的底端的底盖,其中,所述底盖在所述外部壳体的底端下方向下延伸,并限定向下开口的所述内部容器和所述外部容器之间的环形下冷却空气入口,以将周围的冷却空气引入所述空气流通环。
21.根据权利要求17至20所述的桶,其中,所述内部容器的安装凸缘通过多个螺纹紧固件联接至所述外部容器的顶部凸缘。
22.一种用于转移和运输乏核燃料的方法,包括:
提供核燃料运输桶,该核燃料运输桶包括具有内部第一腔的外部中子屏蔽筒和具有内部第二腔的内部伽玛阻隔筒,所述伽玛阻隔筒可拆卸地联接到所述中子屏蔽柱体的第一腔并嵌套在所述中子屏蔽柱体的第一腔内;
将所述伽马阻隔筒与所述中子屏蔽筒分开;
将所述伽玛阻隔筒放置在支撑面上;
将多个乏核燃料组件装载到所述伽马阻隔筒的第二腔中;
将所述伽玛阻隔筒提升到所述中子屏蔽筒上方;和
将所述伽玛阻隔筒和燃料罐组件插入所述中子屏蔽筒。
23.根据权利要求22所述的方法,还包括在放置所述伽马阻隔筒的步骤之前或之后,在装载步骤之前将燃料罐插入所述伽马阻隔筒的步骤,其中,将所述燃料组件装载到所述罐中。
24.根据权利要求22或23所述的方法,还包括在将所述伽玛阻隔筒插入所述中子屏蔽筒的步骤之后,将所述伽玛阻隔筒的顶部安装凸缘螺栓连接至所述中子屏蔽筒的顶部凸缘。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US201862681731P | 2018-06-07 | 2018-06-07 | |
US62/681,731 | 2018-06-07 | ||
PCT/US2019/036019 WO2019236980A1 (en) | 2018-06-07 | 2019-06-07 | Multi-component cask for storage and transport of spent nuclear fuel |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN112313756A true CN112313756A (zh) | 2021-02-02 |
CN112313756B CN112313756B (zh) | 2024-05-10 |
Family
ID=68770995
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201980041680.2A Active CN112313756B (zh) | 2018-06-07 | 2019-06-07 | 用于存储和运输乏核燃料的多部件桶 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US11043312B2 (zh) |
EP (1) | EP3815114A4 (zh) |
JP (1) | JP7121856B2 (zh) |
KR (1) | KR102495456B1 (zh) |
CN (1) | CN112313756B (zh) |
WO (1) | WO2019236980A1 (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN116101634A (zh) * | 2023-03-07 | 2023-05-12 | 中国工程物理研究院总体工程研究所 | 一种热源的抗事故包装箱 |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11373774B2 (en) * | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
US11715575B2 (en) | 2015-05-04 | 2023-08-01 | Holtec International | Nuclear materials apparatus and implementing the same |
US11796255B2 (en) | 2017-02-24 | 2023-10-24 | Holtec International | Air-cooled condenser with deflection limiter beams |
US11488737B2 (en) | 2019-02-15 | 2022-11-01 | Holtec International | Cooling system for casks containing high level nuclear waste |
KR102653230B1 (ko) | 2019-02-01 | 2024-04-02 | 홀텍 인터내셔날 | 핵연료를 수용하는 캐스크용 수동 냉각 장치 |
CN112599272A (zh) * | 2020-12-22 | 2021-04-02 | 江苏中海华核环保有限公司 | 一种放射性废物储存装置 |
USD1039149S1 (en) * | 2021-03-01 | 2024-08-13 | Medmix Switzerland Ag | Support sleeve |
US11735327B2 (en) | 2021-06-16 | 2023-08-22 | Holtec International | Ventilated cask for nuclear waste storage |
CN116062327B (zh) * | 2023-04-04 | 2023-06-23 | 山东启腾生物科技有限公司 | 一种海洋运输用大豆储存装置 |
Citations (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1422018A (en) * | 1972-04-27 | 1976-01-21 | Commissariat Energie Atomique | Packaging for conveying radio active substances such as irradiated fuel elements having high afterheat |
JPS57160699U (en) * | 1981-04-03 | 1982-10-08 | Power Reactor And Nuclear Fuel Development Co | Transport container for nuclear fuel material |
GB2096046A (en) * | 1981-04-06 | 1982-10-13 | British Nuclear Fuels Ltd | Transport and storage flask for nuclear fuel |
CN1208495A (zh) * | 1996-02-06 | 1999-02-17 | 英国核子燃料公司 | 压水反应堆燃料组件密封筐 |
JP2000009890A (ja) * | 1998-06-26 | 2000-01-14 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | キャニスタの輸送装置 |
JP2000098082A (ja) * | 1998-09-18 | 2000-04-07 | Hitachi Ltd | 使用済み燃料貯蔵キャスクおよびその使用方法 |
JP2000275396A (ja) * | 1999-03-26 | 2000-10-06 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | キャスク構造 |
US6252923B1 (en) * | 1999-08-10 | 2001-06-26 | Westinghouse Electric Company Llc | In-situ self-powered monitoring of stored spent nuclear fuel |
US6587536B1 (en) * | 2002-03-18 | 2003-07-01 | Holtec International, Inc. | Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures |
CN1519864A (zh) * | 2003-01-31 | 2004-08-11 | ��ʽ�������Ƹ��� | 混凝土筒状容器及其制造方法 |
US20080265182A1 (en) * | 2006-10-11 | 2008-10-30 | Singh Krishna P | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials |
CN101889315A (zh) * | 2007-12-12 | 2010-11-17 | 三菱重工业株式会社 | 放射性物质储存容器及放射性物质储存容器的制造方法 |
CN104282351A (zh) * | 2014-09-30 | 2015-01-14 | 南京航空航天大学 | 一种核电乏燃料干法贮存专用容器 |
US20150092904A1 (en) * | 2013-10-02 | 2015-04-02 | Nac International, Inc. | Systems and Methods for Transferring Spent Nuclear Fuel From Wet Storage to Dry Storage |
US20150206610A1 (en) * | 2014-01-22 | 2015-07-23 | Nac International, Inc. | Systems and methods for passive cooling during nuclear fuel transfer |
US20160019991A1 (en) * | 2014-07-16 | 2016-01-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Source of electricity derived from a spent fuel cask |
US20160196887A1 (en) * | 2010-08-12 | 2016-07-07 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4862007A (en) | 1987-10-19 | 1989-08-29 | Westinghouse Electric Corp. | Thermal protection shell for radioactive waste containers |
US4893022A (en) | 1987-10-19 | 1990-01-09 | Westinghouse Electric Corp. | Closure for casks containing radioactive materials |
US5061858A (en) | 1987-10-19 | 1991-10-29 | Westinghouse Electric Corp. | Cask assembly for transporting radioactive material of different intensities |
US4825088A (en) | 1987-10-30 | 1989-04-25 | Westinghouse Electric Corp. | Lightweight titanium cask assembly for transporting radioactive material |
EP1934987A4 (en) * | 2005-09-09 | 2011-12-07 | Lewis G Larsen | APPARATUS AND METHOD FOR ABSORPTION OF INCIDENT GAMMA RADIATION AND OUTGOING RADIATION CONVERSION WITH LESS PENETRANT INFERENCES AND FREQUENCIES |
US9728286B2 (en) * | 2007-01-31 | 2017-08-08 | Holtec International, Inc. | System for low profile translation of high level radioactive waste |
FR2925975B1 (fr) | 2007-12-26 | 2016-05-27 | Areva Np | Conteneur de transport pour assemblage de combustible nucleaire, et procede de transport d'un assemblage de combustible nucleaire |
US8995604B2 (en) * | 2009-11-05 | 2015-03-31 | Holtec International, Inc. | System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials |
US9466400B2 (en) * | 2013-01-25 | 2016-10-11 | Holtec International | Ventilated transfer cask with lifting feature |
US9831006B2 (en) | 2013-02-13 | 2017-11-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Shipping container for unirradiated nuclear fuel assemblies |
EP3134900B1 (en) * | 2014-04-24 | 2019-10-23 | Holtec International | Storage system for nuclear fuel |
-
2019
- 2019-06-07 CN CN201980041680.2A patent/CN112313756B/zh active Active
- 2019-06-07 US US16/434,620 patent/US11043312B2/en active Active
- 2019-06-07 WO PCT/US2019/036019 patent/WO2019236980A1/en unknown
- 2019-06-07 EP EP19814775.3A patent/EP3815114A4/en not_active Withdrawn
- 2019-06-07 KR KR1020217000393A patent/KR102495456B1/ko active IP Right Grant
- 2019-06-07 JP JP2021518051A patent/JP7121856B2/ja active Active
Patent Citations (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1422018A (en) * | 1972-04-27 | 1976-01-21 | Commissariat Energie Atomique | Packaging for conveying radio active substances such as irradiated fuel elements having high afterheat |
JPS57160699U (en) * | 1981-04-03 | 1982-10-08 | Power Reactor And Nuclear Fuel Development Co | Transport container for nuclear fuel material |
GB2096046A (en) * | 1981-04-06 | 1982-10-13 | British Nuclear Fuels Ltd | Transport and storage flask for nuclear fuel |
CN1208495A (zh) * | 1996-02-06 | 1999-02-17 | 英国核子燃料公司 | 压水反应堆燃料组件密封筐 |
JP2000009890A (ja) * | 1998-06-26 | 2000-01-14 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | キャニスタの輸送装置 |
JP2000098082A (ja) * | 1998-09-18 | 2000-04-07 | Hitachi Ltd | 使用済み燃料貯蔵キャスクおよびその使用方法 |
JP2000275396A (ja) * | 1999-03-26 | 2000-10-06 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | キャスク構造 |
US6252923B1 (en) * | 1999-08-10 | 2001-06-26 | Westinghouse Electric Company Llc | In-situ self-powered monitoring of stored spent nuclear fuel |
US6587536B1 (en) * | 2002-03-18 | 2003-07-01 | Holtec International, Inc. | Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures |
US20070003000A1 (en) * | 2002-03-18 | 2007-01-04 | Singh Krishna P | Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures |
US20060219960A1 (en) * | 2003-01-31 | 2006-10-05 | Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho | Concrete cask and method for manufacturing thereof |
CN1519864A (zh) * | 2003-01-31 | 2004-08-11 | ��ʽ�������Ƹ��� | 混凝土筒状容器及其制造方法 |
US20080265182A1 (en) * | 2006-10-11 | 2008-10-30 | Singh Krishna P | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials |
CN101889315A (zh) * | 2007-12-12 | 2010-11-17 | 三菱重工业株式会社 | 放射性物质储存容器及放射性物质储存容器的制造方法 |
US20160196887A1 (en) * | 2010-08-12 | 2016-07-07 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
US20150092904A1 (en) * | 2013-10-02 | 2015-04-02 | Nac International, Inc. | Systems and Methods for Transferring Spent Nuclear Fuel From Wet Storage to Dry Storage |
US20150206610A1 (en) * | 2014-01-22 | 2015-07-23 | Nac International, Inc. | Systems and methods for passive cooling during nuclear fuel transfer |
US20160019991A1 (en) * | 2014-07-16 | 2016-01-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Source of electricity derived from a spent fuel cask |
CN106663476A (zh) * | 2014-07-16 | 2017-05-10 | 西屋电气有限责任公司 | 从废燃料容器获取的电源 |
CN104282351A (zh) * | 2014-09-30 | 2015-01-14 | 南京航空航天大学 | 一种核电乏燃料干法贮存专用容器 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN116101634A (zh) * | 2023-03-07 | 2023-05-12 | 中国工程物理研究院总体工程研究所 | 一种热源的抗事故包装箱 |
CN116101634B (zh) * | 2023-03-07 | 2024-09-03 | 中国工程物理研究院总体工程研究所 | 一种热源的抗事故包装箱 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3815114A1 (en) | 2021-05-05 |
US20200027612A1 (en) | 2020-01-23 |
US11043312B2 (en) | 2021-06-22 |
KR20210018453A (ko) | 2021-02-17 |
KR102495456B1 (ko) | 2023-02-06 |
CN112313756B (zh) | 2024-05-10 |
WO2019236980A1 (en) | 2019-12-12 |
JP7121856B2 (ja) | 2022-08-18 |
JP2021527231A (ja) | 2021-10-11 |
EP3815114A4 (en) | 2022-03-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN112313756B (zh) | 用于存储和运输乏核燃料的多部件桶 | |
US20220130564A1 (en) | Method for storing nuclear waste below grade | |
US9514853B2 (en) | System for storing high level radioactive waste | |
US9466400B2 (en) | Ventilated transfer cask with lifting feature | |
US8351562B2 (en) | Method of storing high level waste | |
US8415521B2 (en) | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials | |
US11715575B2 (en) | Nuclear materials apparatus and implementing the same | |
EP4018462B1 (en) | Radiation shielded enclosure for spent nuclear fuel cask | |
EP3918615A2 (en) | Passive cooling device for casks containing nuclear fuel | |
KR102603518B1 (ko) | 고준위 핵폐기물을 포함하는 캐스크용 냉각 시스템 | |
US12100525B2 (en) | Nuclear materials apparatus and implementing the same | |
US20220367078A1 (en) | Stackable nuclear waste storage system |
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 |