限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器的制造方法
【专利说明】
[0001] 相关申请的交叉引用
[0002] 本申请要求在2013年3月14日提交的美国专利申请序列号No. 61/781,245的优 先权，其通过援引并入本文。
技术领域
[0003] 本发明涉及一种用于核电站的被动式乏燃料冷却系统，并且更具体地，涉及一种 限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器。
【背景技术】
[0004] 核反应堆发电系统的二次侧产生用于发出可售电力的蒸汽。对于诸如压水反应堆 或液态金属冷却反应堆的反应堆类型来说，一次侧包括封闭回路，该封闭回路是孤立的并 且与用于产生有用蒸汽的二次回路呈热交换的关系。对于诸如沸水反应堆或气冷反应堆的 反应堆类型来说，用于发出可售电力的气体在反应堆堆芯内被直接加热。将描述压水反应 堆的应用，作为下文主张概念的示例性应用；但是应当理解，其它类型的反应堆也可以从本 文公开的概念中同等地受益。
[0005] 压水反应堆系统的一次侧包括包封堆芯内部结构（所述堆芯内部结构支撑含有 可裂变材料的多个燃料组件）的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、增压器 的内部容积、用于使被增压的水循环的栗和管道；所述管道将蒸汽发生器和栗中的每一个 独立地连接至反应堆容器。包括蒸汽发生器、栗、和管道系统（所述管道连接至容器）的一 次侧部件中的每一个形成一次侧的环路。
[0006] 出于阐述的目的，图1示出了简化的压水核反应堆一次系统，所述一次系统包括 大体圆筒形的反应堆压力容器10,反应堆压力容器10具有包封核堆芯14的闭合顶盖12。 液体反应堆冷却剂（比如水）由栗16栗入容器10中、穿过堆芯14,热能在堆芯14中被吸 收并且通过热交换器18 (通常称为蒸汽发生器）排出，在热交换器18中，热量被传递至诸 如蒸汽驱动涡轮发生器的利用回路（未示出）中。然后，反应堆冷却剂返回至栗16,从而完 成一次环路。通常地，多个上述环路通过反应堆冷却剂管道20连接至单个反应堆容器10。
[0007] 通常在12至18个月的周期内对压水核反应堆补给燃料。在补给燃料的过程期 间，移除堆芯内的一部分已辐照的燃料组件，并使用新燃料组件进行补充，所述新燃料组件 重新安置在堆芯周围。通常在离开反应堆安全壳22的水的作用下将移除的乏燃料组件传 输至容纳乏燃料池的独立建筑中，所述独立建筑在图1中象征性地示出并用附图标记24表 示，这些放射性燃料组件储存在乏燃料池中。乏燃料池中的水足够深，以将放射性屏蔽到可 接受的水平，并且防止燃料组件中的燃料棒达到可能破坏燃料棒包壳的温度，所述燃料棒 包壳密封地容纳放射性燃料材料和裂变产物。冷却至少持续到燃料组件内的衰变热降低至 组件的温度对于干式储存来说可接受的水平。
[0008] 日本的福岛第一核电站事件增强了对于长时间电力丧失对冷却乏燃料池的系统 可能造成的后果的关注。由于海啸，存在厂区外和厂区内的电力丧失，这造成了电站断电期 (station blackout period)。电力的丧失关闭了乏燃料池的冷却系统。一些乏燃料池中 的水由于浸没在池中的高放射性乏燃料组件的加热所造成的池温升高而通过汽化和蒸发 消散掉。在长时间没有电力将替换水栗入池中的情况下，燃料组件可能潜在地暴露出来，理 论上，这可能升高这些组件中的燃料棒的温度，从而可能导致这些燃料棒包壳的破坏以及 可能导致放射性逃逸到环境中。
[0009] 最近设计的被动式冷却核电站（比如由宾夕法尼亚州蔓越莓镇的西屋电力有限 责任公司提供的AP IGGG ?核电站设计，其使用了被动式安全系统）已经被评估为能够在 发生像福岛那样的极端事件之后连续地提供至少三天的冷却。
[0010] 本发明的一个目标是改变处理和储存乏燃料的方式，使得乏燃料能够在福岛类型 的事件之后被冷却至少十天。
[0011] 本发明的另一目标是提供这样的被动冷却，以便使商用1，100兆瓦的核电站能够 使用被动装置向堆芯和乏燃料提供十天或更多天的冷却。
【发明内容】
[0012] 通过具有核反应堆一次冷却剂环路的核蒸汽供应系统实现这些或其它目标，所述 核反应堆一次冷却剂环路包封在气密密封的安全壳内。所述安全壳包括核反应堆容器，所 述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯中。所述核反应堆容器被支撑在 安全壳内且作为核反应堆一次冷却剂环路的一部分。换料腔在安全壳内核反应堆容器的 上方延伸。安全壳内换料用水储存罐在堆芯上方的高度处支撑在安全壳内且在换料腔的 外部，用于根据指令给换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的冷却剂。所述 安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大 体上保持在所述满液位处。已辐照燃料组件储存罐支撑在安全壳内且在换料腔的一部分之 下。所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架，用于在反应堆容器处于操作 状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯外部。已辐照核燃料 组件储存罐构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管选 择性地放置成与安全壳内换料用水储存罐或换料腔流体连通。
[0013] 在一个实施例中，便携式反应堆下部内部件储存格架构造成在已辐照核燃料组件 储存罐的盖处于关闭状态时装配在所述盖上，用于在反应堆下部内部件从核反应堆容器中 移出时储存反应堆下部内部件，并且反应堆下部内部件储存格架构造成在需要进入已辐照 核燃料组件储存罐的内部以储存核燃料时从所述盖上移开。
[0014] 仍然在另一实施例中，已辐照核燃料组件储存罐包括盖子，所述盖子用于覆盖和 密封在已辐照核燃料组件储存罐的顶部的进入口，其中，所述盖子通过铰链联接至已辐照 核燃料组件储存罐的壁上，所述铰链构造成在进入口处于完全打开的位置中时将盖子从进 入口转动开，以将核燃料组件装载到已辐照核燃料组件储存罐的内部、或将核燃料组件从 已辐照核燃料组件储存罐的内部卸载出去。
[0015] 优选地，所述已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐和核燃料组件 短期储存罐，所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成独立地储存燃 料组件。期望的是，所述核燃料组件长期储存罐具有包括多个燃料组件格架的内部，所述核 燃料组件长期储存罐的多个燃料组件格架通过由可移动的第一盖密封的第一进入口接近， 并且核燃料组件短期储存罐具有包括多个燃料组件格架的内部，所述核燃料组件短期储存 罐的多个燃料组件格架分别通过对应的各燃料组件格架开口盖接近，所述燃料组件格架开 口盖支撑在核燃料组件短期储存罐的第二进入口内。所述核燃料组件短期储存罐的燃料组 件格架开口盖中的每一个在闭合位置中均覆盖所述多个燃料组件格架的对应的开口，并且 在打开位置中均提供进入对应的开口的通道。在一种布置中，所述第二进入口包括第二盖， 所述第二盖密封第二进入口并且承坐在各燃料组件格架开口盖之上。优选地，核燃料组件 长期储存罐是圆筒形罐，并且核燃料组件短期储存罐是具有衬垫的拱形罐。
[0016] 在另一实施例中，在已辐照核燃料组件储存罐和安全壳内换料冷却剂储存罐之间 的流体连通构造成通过自然循环而流动。优选地，在已辐照核燃料组件的储存罐和换料腔 之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。
[0017] 本发明还构思了一种给核蒸汽供应系统换料的方法，所述核蒸汽供应系统具有包 封在气密密封的安全壳内的核反应堆一次冷却剂环路。述安全壳包括核反应堆容器，所述 核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯内。所述核反应堆容器被支撑在安 全壳内且作为核反应堆一次冷却剂环路的一部分。换料腔在安全壳内核反应堆容器的上方 延伸；安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯的上方的高度处支撑在安全壳内且在换料腔的外 部，用于根据指令将换料腔的至少一部分注入有助于给反应堆容器换料的换料冷却剂。安 全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位，在正常的反应堆操作期间，换料冷却剂的体积大体 上保持在所述满液位处。已辐照核燃料组件储存罐支撑在安全壳内且在换料腔的一部分之 下。所述已辐照核燃料组件储存罐构造有燃料组件储存格架，用于在反应堆容器处于操作 状态并且换料腔被排空时将已辐照的核燃料储存在安全壳内且在堆芯外部。已辐照核燃料 组件储存罐还构造成将连接至已辐照核燃料组件储存罐的核燃料组件储存罐冷却剂导管 选择性地放置成与安全壳内换料冷却剂储存罐或换料腔流体连通。所述方法包括：向换料 腔注入来自换料冷却剂储存罐的冷却剂；将顶盖从反应堆容器上移开；打开已辐照核燃料 组件储存罐上的盖；将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中； 关闭已辐照核燃料组件储存罐上的盖；将多个新的燃料组件装载到堆芯中；关闭反应堆容 器上的顶盖；将换料腔排空到安全壳内换料冷却剂储存罐中；和在从堆芯移开的燃料组件 中的所述至少一些储存在已辐照核燃料组件储存罐中的情况下起动反应堆。
[0018] 在一个实施例中，所述方法包括如下