阅读说明：本技术 百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法 (Circulation cooling method for spent fuel transfer container of million-kilowatt nuclear power plant ) 是由 徐万年 张文利 魏学舟 张库国 郑崇枫 刘省勇 王哲 于 2019-08-30 设计创作，主要内容包括：本发明属于百万千瓦级核电站乏燃料处理技术领域,尤其涉及一种百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法,本发明的百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法,通过先对乏燃料转运容器的内腔内充压缩气体,直至该内腔内的放射性到预设放射值；再在乏燃料转运容器内充除盐水,除盐水可有效避免因乏燃料转运容器的内腔内的温度过高导致的硼酸结晶,再通过硼水对乏燃料转运容器内充硼水,并持续充硼水循环冷却,使得内腔的稳定到达预设温度,以方便后续卸料拆除外盖等一系列操作。(The invention belongs to the technical field of spent fuel treatment of million kilowatt nuclear power stations, and particularly relates to a circulating cooling method of a spent fuel transfer container of a million kilowatt nuclear power station, which comprises the steps of filling compressed gas into an inner cavity of the spent fuel transfer container until radioactivity in the inner cavity reaches a preset radioactivity value; and then the spent fuel transfer container is filled with demineralized water, the demineralized water can effectively avoid boric acid crystallization caused by overhigh temperature in the inner cavity of the spent fuel transfer container, then the spent fuel transfer container is filled with boron water through the boron water, and the boron water is continuously filled for circulating cooling, so that the inner cavity stably reaches the preset temperature, and a series of operations such as subsequent unloading, outer cover removal and the like are facilitated.)

百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法

技术领域

本发明属于百万千瓦级核电站乏燃料处理技术领域，尤其涉及一种百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法。

背景技术

乏燃料是指经过辐射照射、使用过的核燃料，是由核电站的核反应堆产生的。核反应堆反应后的核燃料中包含有大量放射性元素，因此具有大量放射性，如果不加以妥善处理，会严重影响环境与接触它们的人员的健康。随着核电机组服役时间延长，运行所产生的乏燃料组件逐年累积，接近达到乏燃料水池设计容量，必须考虑使用运输容器将乏燃料运出乏燃料水池。乏燃料运输容器在完成装料操作后，需要向容器内充入氦气，用以建立乏燃料组件包壳和腔体之间的热平衡，满载乏燃料达到热平衡状态后运输容器内部乏燃料组件最高温度达到273℃，内腔氦气平均温度约200℃，容器外壳温度超过85℃。在进行卸料操作前，需要对容器内腔进行充水排气，同时进行冷却循环，使乏燃料运输容器的外表面温度小于35℃，以方便后续卸料拆除外盖等一系列操作。

发明内容

本发明的目的在于提供一种百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法，旨在解决现有技术中的乏燃料需要降温以便于卸料以及拆除外盖的技术问题。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案是：一种百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法，用于对乏燃料转运容器冷却，包括以下步骤：

对所述乏燃料转运容器的内腔设定一预设放射值和一预设温度；

对所述内腔充压缩气体，直至所述内腔的放射值到达所述预设放射值；

对所述内腔充除盐水，再向所述内腔充硼水；

持续对所述内腔充硼水循环冷却，使所述内腔的温度降低至所述预设温度；

将所述内腔内的硼水全部排出。

进一步地，在对所述内腔充压缩气体的步骤中，其中，提供与所述乏燃料转运容器连通的压缩空气装置，所述压缩空气装置持续对所述乏燃料转运容器鼓风大于30min，且空气压力为0.2MPa。

进一步地，提供分别与所述乏燃料转运容器和所述压缩空气装置连通的卸料冷却装置，所述卸料冷却装置能够将所述压缩空气装置的风传输至所述乏燃料转运容器。

进一步地，提供与所述乏燃料转运容器连通且用于过滤从所述乏燃料转运容器排出的气体的屏蔽过滤装置，所述屏蔽过滤装置的尾端设有用于检测所述排出的气体的放射性的检测结构。

进一步地，所述对所述乏燃料转运容器充除盐水具体为：向所述乏燃料转运容器注入1m³的除盐水，且流量为2m³/h。

进一步地，所述再向所述转运容器内充硼水具体为：向所述乏燃料转运容器内持续注入硼水，且流量为5.6m³/h。

进一步地，提供装罐池，所述装罐池内设有所述硼水，所述乏燃料转运容器排出的所述硼水排至所述装罐池内。

进一步地，所述对所述乏燃料转运容器循环冷却具体为：提供大流量潜水泵，并通过所述大流量潜水泵循环搅拌所述装罐池，将所述装罐池的底部的所述硼水持续注入所述乏燃料转运容器。

进一步地，所述将所述装罐池的底部的所述硼水持续注入所述乏燃料转运容器具体为：检测所述乏燃料转运容器的出水口处的水温，若所述出水口的温度大于35℃，并小于40℃时暂停冷却所述乏燃料转运容器，并通过力矩扳手打开所述乏燃料转运容器的内盖螺栓，若能打开，停止冷却。

进一步地，所述将所述装罐池的底部的所述硼水持续注入所述乏燃料转运容器具体为：检测所述乏燃料转运容器的出水口处的水温，若所述出水口的温度大于40℃，或大于35℃并小于40℃但无法打开所述内盖螺栓时，向所述乏燃料转运容器内注入2m³冰，并持续补充所述硼水进行冷却，当所述出水口处的水温为35℃时，停止冷却。

本发明的有益效果：本发明的百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法，通过先对乏燃料转运容器的内腔内充压缩气体，直至该内腔内的放射性到预设放射值；再在乏燃料转运容器内充除盐水，除盐水可有效避免因乏燃料转运容器的内腔内的温度过高导致的硼酸结晶，再通过硼水对乏燃料转运容器内充硼水，并持续充硼水循环冷却，使得内腔的稳定到达预设温度，以方便后续卸料拆除外盖等一系列操作。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明实施例提供的百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法的流程示意图；

图2为本发明实施例提供的百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法的结构示意图。

其中，图中各附图标记：

10—乏燃料转运容器；20—卸料冷却装置；

30—屏蔽过滤装置；40—蓄冰池。

具体实施方式

下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图1～2描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。

在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

如图1～2所示，本发明实施例提供一种百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法，用于对乏燃料转运容器10冷却，包括以下步骤：

S1：对乏燃料转运容器10的内腔设定一预设放射值和一预设温度；

S2：对乏燃料转运容器10的内腔充压缩气体，直至乏燃料转运容器10内的放射性到达预设放射值；具体地，检测该放射性为检测穿过该乏燃料转运容器10的内腔的空气的放射值，并与预设放射值进行对比。

S3：对乏燃料转运容器10充除盐水，再向乏燃料转运容器10内充硼水；除盐水先充入乏燃料转运容器10中，且注入1m³的除盐水，且流量为2m³/h。具体地，提供装有除盐水的容器，并将潜水泵放入该装有除盐水的容器中，当注入1m³的除盐水，再将该潜水泵放入到装有硼水的装罐池内，硼水的流量为5.6m³/h。

S4：持续对乏燃料转运容器10充硼水循环冷却，使内腔的温度降低至预设温度。持续使用该潜水泵对乏燃料转运容器10充硼水，并使用大流量潜水泵对该装有硼水的装罐池的进行搅拌，运行8h后对装罐池内的硼水进行检测放射值。

S5：若步骤S4中检测的该放射值满足要求，将该乏燃料转运容器10内的硼水排出。

本发明实施例的百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法，通过先对乏燃料转运容器10的内腔内充压缩气体，直至该内腔内的放射性到预设放射值；再在乏燃料转运容器10内充除盐水，除盐水可有效避免因乏燃料转运容器10的内腔内的温度过高导致的硼酸结晶，再通过硼水对乏燃料转运容器10内充硼水，并持续充硼水循环冷却，使得内腔的稳定到达预设温度，以方便后续卸料拆除外盖等一系列操作。

进一步地，在本实施例中，如图1所示，对乏燃料转运容器10充压缩气体具体为：提供与乏燃料转运容器10连通的压缩空气装置，压缩空气装置持续对乏燃料转运容器10鼓风大于30min，且空气压力为0.2MPa。具体地，该部分从内腔排出的空气，经过过滤和降温步骤后，排出至核燃料通风系统的管道中进行再次处理。

进一步地，在本实施例中，如图1所示，提供分别与乏燃料转运容器10和压缩空气装置连通的卸料冷却装置20，卸料冷却装置20能够将压缩空气装置的风传输至乏燃料转运容器10。通过提供卸料冷却装置20，可有效将流经至该卸料冷却装置20的空气降温。

进一步地，在本实施例中，如图1所示，提供与乏燃料转运容器10连通且用于过滤从乏燃料转运容器10排出的气体的屏蔽过滤装置30，屏蔽过滤装置30的尾端设有用于检测排出的气体的放射性的检测结构。通过设置屏蔽过滤装置30，且该屏蔽过滤装置30具有高效过滤器以及减压过滤阀，可将空气净化并降压排出。

进一步地，在本实施例中，如图1所示，将装罐池的底部的硼水持续注入乏燃料转运容器10具体为：检测乏燃料转运容器10的出水口处的水温，若出水口的温度大于35℃，并小于40℃时暂停冷却乏燃料转运容器10，并通过力矩扳手打开乏燃料转运容器10的内盖螺栓，若能打开，停止冷却。

进一步地，在本实施例中，如图1所示，将装罐池的底部的硼水持续注入乏燃料转运容器10具体为：检测乏燃料转运容器10的出水口处的水温，若出水口的温度大于40℃，或大于35℃并小于40℃但无法打开内盖螺栓时，向乏燃料转运容器10内注入2m³冰，并持续补充硼水进行冷却，当出水口处的水温为35℃时，停止冷却。具体地，提供蓄冰池40，且该蓄冰池40与卸料冷却装置20连通，冰块由蓄冰池40输送至该卸料冷却装置20，再由卸料冷却装置20将冰块传导至该乏燃料转运容器10的内腔内，并通过冰块对乏燃料转运容器10进行降温。

以上仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。