[发明专利]百万千瓦级核电厂乏燃料转运容器的循环冷却方法

说明书

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。

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。