限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器制造技术

一种通过将从反应堆卸载的乏燃料储存在安全壳中达一个反应堆操作周期来延长核蒸汽供应系统的乏燃料池能够被安全地被动冷却的时期的方法和装置。在换料期间，将不被返回至反应堆的乏燃料和将被返回至反应堆的乏燃料分别储存在安全壳内的被屏蔽的位置。在一个操作周期之后，正好在上一个操作周期之前的不被返回至反应堆中的储存在安全壳内的乏燃料被卸载到乏燃料池中，并且所述乏燃料被将退出的新卸载的乏燃料所替换。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器相关申请的交叉引用本申请要求在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。
本专利技术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。
技术介绍
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。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泵和管道；所述管道将蒸汽发生器和泵中的每一个独立地连接至反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵、和管道系统(所述管道本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种具有核反应堆一次冷却剂环路(20)的核蒸汽供应系统，所述核反应堆一次冷却剂环路包封在气密密封的安全壳(22)内，所述安全壳包括：核反应堆容器(10)，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(14)中，所述核反应堆容器被支撑在安全壳(22)内且作为核反应堆一次冷却剂环路(20)的一部分；换料腔(70)，所述换料腔在安全壳(22)内核反应堆容器(10)的上方延伸；安全壳内换料冷却剂储存罐(48)，所述安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯(14)上方的高度处支撑在安全壳(22)内且在换料腔(70)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换料冷却剂，所述安全壳内...

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2013.03.14 US 61/781,2451.一种具有核反应堆一次冷却剂环路(20)的核蒸汽供应系统，所述核反应堆一次冷却剂环路包封在气密密封的安全壳(22)内，所述安全壳包括：核反应堆容器(10)，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(14)中，所述核反应堆容器被支撑在安全壳(22)内且作为核反应堆一次冷却剂环路(20)的一部分；换料腔(70)，所述换料腔在安全壳(22)内核反应堆容器(10)的上方延伸；安全壳内换料冷却剂储存罐(48)，所述安全壳内换料冷却剂储存罐在堆芯(14)上方的高度处支撑在安全壳(22)内且在换料腔(70)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换料冷却剂，所述安全壳内换料冷却剂储存罐具有满液位(80)，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；和已辐照核燃料组件储存罐(50、52)，所述已辐照核燃料组件储存罐支撑在安全壳(22)内且在换料腔(70)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(62、64)，用于在反应堆容器(10)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(14)外部，并且已辐照核燃料组件储存罐构造成在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放置成与安全壳内换料冷却剂储存罐(48)流体连通和放置成与换料腔流体连通之间进行切换。2.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，包括便携式反应堆下部内部件储存格架(54)，所述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(50、52)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(50、52)的内部以储存核燃料时从所述盖上移开。3.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，其中，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(50)和核燃料组件短期储存罐(52)，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。4.根据权利要求3所述的核蒸汽供应系统，其中，所述核燃料组件长期储存罐(50)具有包括多个燃料组件格架(62)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除的第一盖(56)密封的第一进入口接近，并且核燃料组件短期储存罐(52)具有包括多个燃料组件格架(64)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(60)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，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。5.根据权利要求4所述的核蒸汽供应系统，其中，所述第二进入口包括第二盖(58)，所述第二盖密封第二进入口，其中，所述第二盖承坐在各燃料组件格架开口盖(60)之上。6.根据权利要求3所述的核蒸汽供应系统，其中，所述核燃料组件长期储存罐(50)是圆筒形罐，并且所述核燃料组件短期储存罐(52)是具有衬垫的拱形罐。7.根据权利要求1所述的核蒸汽供应系统，其中，在已辐照核燃料组件的储存罐(50、52)和安全壳内换料冷却剂储存罐(48)之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。8.根据权利要求7所述的核蒸汽供应系统，其中，在已辐照核燃料组件的储存罐(50、52)和换料腔(70)之间的流体连通构造成通过自然循环而流动。9.一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(22)内的核反应堆一次冷却剂环路(20)，其中，所述安全壳包括：核反应堆容器(10)，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(14)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(70)，所述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(48)，所述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...

【专利技术属性】
技术研发人员：L·E·康韦，J·赫拉诺夫斯基，
申请(专利权)人：西屋电气有限责任公司，
类型：发明
国别省市：美国;US