管理核反应堆废燃料棒

摘要

一种废核燃料棒罐包含潜水式压力容器，其包含界定内部空腔的壳体，所述壳体包含的耐腐蚀且导热的材料具有在约7.0瓦每米每开尔文以上的热导率；以及搁架，所述搁架被封入在所述内部空腔内且被配置以支撑一个或多个废核燃料棒。

说明书

技术领域

本公开内容总体上涉及用于储存和管理核废燃料的系统和方法。

背景技术

废燃料池提供从最近已经从核反应堆排出的燃料中的长期衰变热去除。最近排出的 核堆芯通常表示在废燃料池中的最大热产生源。在完全失去对核电站的供电的情况下， 用于废燃料池的冷却系统可能不可用于去除燃料的衰变热。对于长期的核电站断电条 件，在具有最近排出的燃料的情况下，存在使废燃料池中的所有水煮沸的可能，由此使 废燃料棒束过热并且继而损害废燃料棒束。这会导致对环境的放射性释放。

发明内容

本公开内容描述涉及用于处理、储存以及以其它方式管理来自核反应堆的废燃料棒 的系统、设备和方法的技术。在一个总体实施方案中，废核燃料棒罐包含潜水式压力容 器，其包含界定内部空腔的壳体，所述壳体包含的耐腐蚀且导热的材料具有在约7.0瓦 每米每开尔文以上的热导率；以及搁架，所述搁架被装入在内部空腔内且被配置以支撑 一个或多个废核燃料棒。

可与总体实施方案组合的第一方面进一步包含在壳体的顶端处联接到壳体的第一 半球形罩壳。

在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，第一半球形罩壳包含界定内部空腔 的顶部部分的辐射状内部表面。

可与前述方面中的任一个组合的第三方面进一步包含在壳体的底端处联接到壳体 的第二半球形罩壳。

在可与前述方面中的任一个组合的第四方面中，第二半球形罩壳包含界定内部空腔 的底部部分的辐射状内部表面。

可与前述方面中的任一个组合的第五方面进一步包含立管，该立管界定在内部空腔 的顶部部分和内部空腔的底部部分之间通过所述立管的流体路径。

可与前述方面中的任一个组合的第六方面进一步包含界定在立管和壳体之间的环 形区。

可与前述方面中的任一个组合的第七方面进一步包含在内部空腔中定位在立管和 内部空腔的底部部分之间的燃料篮。

在可与前述方面中的任一个组合的第八方面中，燃料篮包含废核燃料棒搁架。

在可与前述方面中的任一个组合的第九方面中，燃料篮包含与搁架的底部表面相邻 的穿孔支撑板，所述流体路径穿过穿孔支撑板流体地联接到内部空腔的底部部分。

可与前述方面中的任一个组合的第十方面进一步包含附接到压力容器的壳体的热 交换器。

在可与前述方面中的任一个组合的第十一方面中，热交换器包含至少一个导管，该 至少一个导管被至少部分安置在壳体外部且与内部空腔处于流体联通。

在可与前述方面中的任一个组合的第十二方面中，耐腐蚀材料包含高放射性传导材 料。

在可与前述方面中的任一个组合的第十三方面中，所述容器不含任何辐射屏蔽材 料。

在另一个总体实施方案中，废核燃料棒管理系统包括包含热传递液体的废燃料池； 以及多个废燃料罐，其中所述罐中的每一个包含潜水式压力容器，所述潜水式压力容器 包含界定至少部分用液态冷却剂填充的内部空腔的壳体；搁架，所述搁架被装入在内部 空腔内；以及一个或多个废核燃料棒，所述一个或多个废核燃料棒被支撑在搁架中。

在可与所述总体实施方案组合的第一方面中，液态冷却剂包含水。

在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，热传递流体包含水或环境空气中的 至少一种。

在可与前述方面中的任一个组合的第三方面中，每个罐的热去除速率在约0.3MW 和0.8MW之间。

在另一总体实施方案中，一种耗散由废核燃料棒产生的衰变热的方法包括将至少一 个废核燃料棒装载在包含内部腔室的废燃料罐中，所述内部空腔至少部分用流体冷却剂 填充；将废燃料罐浸没在废燃料池中包含的热传递流体中；将衰变热从废核燃料棒传递 到流体冷却剂；以及将衰变热从流体冷却剂传递到废燃料池中的热传递流体。

在可与所述一般实施方案组合的第一方面中，从废燃料棒传递出热量的速率至少与 废核燃料棒产生衰变热的速率一样大。

可与前述方面中的任一个组合的第二方面进一步包含经由自然循环使流体冷却剂 在废燃料罐的内部空腔内循环。

可与前述方面中的任一个组合的第三方面进一步包含使所述废燃料所述罐的外部 表面暴露于环境空气下。

可与前述方面中的任一个组合的第四方面进一步包含基于对环境空气的所述暴露， 使流体冷却剂的一部分在废燃料罐中从液体相变到气体；以及至少部分基于在气体和环 境空气之间的热传递使气体在废燃料罐的内部表面上相变回到液态冷凝物。

可与前述方面中的任一个组合的第五方面进一步包含使内部表面上的液态冷凝物 的至少一部分循环到在所述罐的底部部分中的流体冷却剂的池。

在另一个总体实施方案中，一种管理废燃料棒的方法包含从核反应堆去除第一批废 燃料棒；在第一时间处，将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中，所述第一批废燃料棒以 第一衰变热速率产生衰变热；将废燃料罐浸没在热传递流体中以从第一批废燃料棒去除 衰变热；在一个时间段上使用废燃料罐以大于第一衰变热速率的一个速率从第一批废燃 料棒去除衰变热；在第一时间之后的第二时间处，将第二批废燃料棒安设在废燃料罐中， 所述第二批废燃料棒以大于第一衰变热速率的第二衰变热速率产生衰变热；以及以至少 与第一衰变热速率和第二衰变热速率的总和一样大的速率从第一批废燃料棒和第二批 废燃料棒去除衰变热。

在可与总体实施方案组合的第一方面中，将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中包含 直接从核反应堆将第一批废燃料棒安设在废燃料罐中。

可与前述方面中的任一个组合的第二方面进一步包含去除第一批废燃料棒的至少 一部分；以及将所述部分安设在干桶中。

在本公开内容中描述的各种实施方案可以不包含以下特征、可以包含以下特征中的 一个、一些或全部。例如，从废核燃料去除衰变热可以通过进入到池中的罐实现而非直 接到池中，由此增加处理废核燃料的容易性且对核裂产物释放提供额外的安全屏障。此 外，在例如由于失去供电的事件导致失去池液体或失去池液体(例如，水)的循环的情 况下，从废核燃料去除衰变热可以通过通向环境空气的罐来实现。衰变热去除速率可以 基本上与在正常操作条件期间针对池实现的衰变热去除速率相似或相同。在一些实施方 案中，所期望的衰变热去除可以在没有任何操作人员动作或没有任何所需电力的情况下 实现。

在附图及以下描述中阐述本说明书中描述的主题的一个或多个实施方案的细节。所 述主题的其它特征、方面和优点将从所述描述、附图和权利要求书中变得明了。

附图说明

图1是图示用于核反应堆系统的废燃料管理的系统的框图。

图2A-2C图示具有一堆或两堆废燃料棒的在正常条件下操作的废燃料罐的实例实 施方案的示意图。

图3A-3B图示用于保持废燃料棒的实例搁架的示意图。

图4图示在异常条件下操作的废燃料罐的一个实例实施方案的示意图。

图5A-5B图示包含外部热交换器且在正常条件下操作的废燃料罐的一个实例实施 方案的示意图。

图5C图示包含外部热交换器且在异常条件下操作的废燃料罐的一个实例实施方案 的示意图。

图6A-6B图示包含外部热交换器且在正常条件下操作的废燃料罐的另一实例实施 方案的示意图。

图6C图示包含外部热交换器且在异常条件下操作的废燃料罐的另一实例实施方案 的示意图。

图7是图示耗散由废燃料棒产生的衰变热的一个实例方法的流程图。

图8是图示管理来自核反应堆系统的废燃料棒的一个实例方法的流程图。

具体实施方式

图1是图示管理来自核反应堆电力系统150中的一个或多个核反应堆152的废燃料 104的技术的框图。所述技术包括从核反应堆152去除废核燃料棒104且将废燃料棒104 传送到废燃料管理系统154，所述废燃料管理系统促进对由废燃料棒104产生的残余衰 变热的去除。废燃料管理系统154包含浸没在用流体158填充的废燃料池156中的多个 废燃料罐100。流体158提供用于接收且耗散来自废燃料棒104的衰变热的热沉。如下 文详细描述，罐100可以被配置以在正常条件和异常紧急条件下都无源地操作，例如， 在没有操作人员干预或监督的情况下。在一些实例中，罐100为废燃料棒104提供长期 衰变热去除解决方案。例如，罐100能够实现在各种正常和异常操作条件下基本上恒定 的热去除速率(例如，约0.3MW、0.4MW或0.8MW的热去除速率)。图1中的核反 应堆152和罐100的数目不表示任何具体实施方案，且仅出于说明性目的而描绘。

关于核反应堆152，反应堆堆芯20定位在圆柱形或胶囊形反应堆容器70的底部部 分处。反应堆堆芯20包含一些核燃料棒(例如，产生受控核反应的裂变材料)和任选 地一个或多个控制棒(未图示)。在一些实施方案中，核反应堆152被设计具有无源操 作系统，所述无源操作系统使用物理定律以确保在正常操作期间或甚至在紧急条件下在 没有操作人员干预或监督的情况下将核反应堆152的安全操作维持至少某一预定的时间 段。圆柱形或胶囊形安全壳10包围反应堆容器70且部分或完全地浸没在反应堆湾5内 的反应堆池中，例如在水线90之下。在反应堆容器70和安全壳10之间的体积可以部 分或完全地抽空以减少从反应堆容器70到反应堆池的热传递。然而，在另一些实施方 案中，在反应堆容器70和安全壳10之间的体积可以至少部分填充以增加所述反应堆和 安全壳之间的热传递的气体和/或液体。

在一个具体实施方案中，反应堆堆芯20浸没在液体——诸如水——内，所述液体 可以包含硼或其它添加剂，所述液体在与反应堆堆芯的表面进行接触之后上升到通道30 中。已加热的冷却剂的向上运动由通道30内的箭头40表示。冷却剂在热交换器50和 60的顶部上方行进且由于密度差而沿着反应堆容器70的内壁朝下流动，因此允许冷却 剂将热量给予热交换器50和60。在到达反应堆容器的底部部分之后，与反应堆堆芯20 的接触导致加热冷却剂，所述冷却剂再次上升通过通道30。

尽管热交换器50和60在图1中被示出为两个分立元件，但热交换器50和60可以 表示环绕通道30的至少一部分的任何数目的螺旋线圈。

核反应堆模块的正常操作以如下方式进行，其中已加热的冷却剂上升通过通道30 且与热交换器50和60进行接触。在接触热交换器50和60之后，冷却剂以引起热虹吸 过程的方式下沉朝向反应堆容器110的底部。在图1的实例中，在反应堆容器70内的 冷却剂保持处于大气压力以上的压力处，因此允许所述冷却剂维持高温而不蒸发(例如， 沸腾)。

当在热交换器50和60内的冷却剂温度增加时，所述冷却剂可开始沸腾。当热交换 器50和60内的冷却剂开始沸腾时，经蒸发的冷却剂(例如蒸汽)可以用于驱动将蒸汽 的热势能转换成电能的一个或多个涡轮机。在冷凝之后，冷却剂返回到热交换器50和 60的底部附近的位置。

图2A-2C图示具有一堆或两堆废燃料棒的在正常条件下操作的废燃料罐200的一个 实例实施方案的示意图。罐200包含潜水式容器202，其包含废燃料棒204和围绕废燃 料棒204的冷却剂206。如图2A中示意性地示出，罐200(填充至冷却剂液位201)被 支撑在用流体258(例如，水或一些其它合适的冷却剂)填充的废燃料池256。在一些 实施方案中，废燃料池256(填充至流体液位203)中的流体258通过泵或其它硬件连 续地或间歇地循环以改善容器202和流体258之间的热传递。流体258的循环在一些方 面中可以增加在罐200和流体258之间的对流热传递的效果。

在所述实例实施方案中，容器202促进来自多个废燃料棒204的衰变热的耗散。在 此实例中，容器202是细长的胶囊形容器，且具有圆柱形主体，所述主体具有在两端上 的两个椭圆形或半球形头部(例如，顶部头部205和底部头部207)。在此实例中，容器 202的形状提供相对大量的可用表面积(例如，相对于可用体积)以促进与容器202内 包含的冷却剂206和在废燃料池256中围绕容器256的流体258两者之间的对流热传递。 容器202的形状还可以促进所包含的冷却剂206的重力驱动自然循环。在一些实例中， 容器202界定在约7和12英尺之间的外径以及约72英尺的长度。在一些实例中，容器 202界定约1600英尺²的表面积。容器202可以被设定大小以具有可以容纳在典型的商 业核废燃料池(例如，30英尺到50英尺的长度)中的长度和直径。

在此实例中，容器202是气密密封式的且能够加压到指定的设计限制(例如，400 到500psia)。如下文所述，容器202的设计限制压力可以对在异常操作条件下的容器热 去除特别重要。在此实例中，容器202的圆柱形外壳208是由耐腐蚀且导热的材料(例 如，钢)制成的薄壁构造。一般来说，圆柱形外壳208导热且耐受压力、热量、辐射以 及地震引起的应力。圆柱形外壳208可以使用经批准用于核反应堆压力容器的材料来制 造。例如，在一些实施方案中，圆柱形外壳208包含钢基材料，例如SA302GRB、SA533 GRB、1级、SA5082级或SA5083级，可以包覆有TYPE308L、309LTYPE304奥氏 体不锈钢。可以实施其它基础材料，例如16MnD5、20MnMoNi55、22NiMoCr37、 15Kh2MFA(A)、15Kh2NMFA(A)，具有Sv07Kh25N13和/或Sv08Kh19N10G2B奥氏 体覆层。在一些实例中，圆柱形外壳208不提供用于阻断或以其它方式抑制由废燃料棒 204产生的可能有害的辐射的任何屏蔽。然而，在一些其它实例中，圆柱形外壳208提 供有辐射屏蔽。圆柱形外壳208可以使用轧制板或环锻件制造。圆柱形外壳208的壁厚 度可以在约1.5和4.5英寸之间。在任何情况下，圆柱形外壳208的材料和厚度提供足 够的强度以耐受与设计限制加压相关联的应力。

废燃料棒204被固定就位在容器202的底部附近位于立管通道216内，并且由下部 支撑板214(例如，如图2B中也示出)和下部支撑结构211支撑。如所示，下部支撑板 214和立管通道216形成托着废燃料棒204且促进冷却剂206的自然循环的“篮子”。在 此实例中，燃料桶支架/屏蔽罩210包含支撑多个个别搁架212的一个燃料桶和辐射屏蔽 罩。所述燃料桶和辐射屏蔽罩附接到下部支撑板214和通道立管216。通道立管216由 上部支撑环218和上部支撑结构213支撑。搁架212接收相应的废燃料棒204且将其维 持在相对稳定的条件下，例如非临界的条件下。例如，搁架212可以由包含用以抑制临 界事件的中子吸收剂(例如，硼)的材料制成。图2A示出单个堆的废燃料204，而图 2C示出两堆废燃料204。

图3A示出具有一个具体数目(例如，37)的可用搁架312a以容纳相应的废燃料棒 的第一实例燃料桶支撑/屏蔽罩结构310a。图3B示出具有另一数目(例如，97)的燃料 容纳搁架312b的第二实例燃料桶支撑/屏蔽罩结构310b。支撑结构310b远大于支撑结 构310a，且因此可能需要较大容器。例如，支撑结构310a可以纳入在具有7英尺外径 的容器中，而支撑结构310b可以纳入在具有12英尺外径的容器中。搁架可以被布置用 于容纳各种各样的燃料类型，例如那些典型的沸水反应堆(例如，8×8、9×9或10× 10燃料组件)或较大压力的水反应堆燃料组件(例如，17×17燃料棒束)的燃料类型。

在这些图示中，搁架312a和312b的截面是直线组成的，分别限定约11和28平方 英尺的开放区。当然，也可以实施其它合适的形状(例如，圆形、六边形、三角形等) 大小。此外，如所示，搁架312a和312b以对称的、紧凑堆积的蜂窝式配置布置。在一 些实例中，此几何配置出于热去除和临界性缓解的双重目的而提供。然而，还可以有效 地实施其它合适的配置。举例来说，搁架312a和312b可以彼此间隔开(与紧凑堆积相 反)，或以与蜂窝形状截然不同的一些其它对称配置(例如，四边形配置)布置。

转回到图2A，上部支撑环218和下部支撑板214形成用于立管通道216的支架的 底部。另外，下部支撑板214可以具有足够的强度来承受废燃料棒204的重量。下部支 撑板214允许冷却剂206向上流动经过废燃料棒204以用于从废燃料棒204到冷却剂的 对流热传递。例如，下部支撑板214可以包含允许自然地循环的冷却剂206向上流动穿 过支撑板且经过废燃料棒204的小穿孔或大开口。

所例示的立管216从下部支撑板214向上延伸以围绕燃料桶支架/屏蔽罩210和支撑 在搁架212中的废燃料棒204。如所示，立管216从下部支撑板214的顶部附近的点延 伸到上部支撑环218的顶部，即，到容器的上部头部凸缘219大致一半路程的点。例如， 立管216可以具有约30英尺的高度。在一些实例中，立管216是具有圆形出口的圆柱 形形状，以减少在自然循环的冷却剂206中的形式损失。

该实例的立管216界定用以引导冷却剂206向上穿过容器202的内部的中空孔220， 和引导冷却剂向下沿着容器202的内壁的狭窄环形区222。上部支撑环218从圆柱形外 壳208径向朝内伸至立管216的顶部。类似于支撑板214，上部支撑环218还包含允许 自然地循环的冷却剂206向下经过上部支撑环218且经过环形区222的穿孔或大开口。

容器202可以初始地用一定量的液态冷却剂206填充。尤其是，容器202用至少足 够的冷却剂206填充以使液位201位于上部支撑环218的顶部之上。在一些实例中，容 器202用约35m³的液态冷却剂206填充。冷却剂可以包含水和/或一些另外类型的冷却 剂。举例来说，在自然循环条件下的冷却剂206可以在圆柱形外壳208的内表面上产生 约1000到2500(W/m²K)之间的对流热传递系数。冷却剂206可以经工程设计以在某 些条件下(例如，当在废燃料池256中的环境流体258的对流热传递已经大大减少时) 经受液相到气相改变以在异常操作条件下将热去除速率维持在基本上恒定的水平，如下 文详细解释的。

在如图2A中示出的正常条件下(例如，无电力损失或流体258损失)操作时，容 器202浸没在废燃料池流体258中。冷却剂206在容器202内部的自然循环是通过浮力 来建立的，所述浮力是由于在接触废燃料204的热的冷却剂206和环形区222中的较冷 的冷却剂206之间的密度和高度差异的结果而产生的。也就是说，当接触废燃料204的 冷却剂206通过从废燃料棒204发出的衰变热被加热时，冷却剂206变得较不密集且开 始上升。上升的冷却剂206被向上引导通过保持废燃料棒204的搁架212。当冷却剂206 向上流动经过废燃料棒204时，它接收更多热量，所述热量使得所述冷却剂继续向上流 动。立管216引导经加热的冷却剂206向上穿过孔220、远离废燃料棒204且朝向通道 立管216的靠近上部支撑环218的顶部的出口。从立管216出来的冷却剂206通过与容 器202的内表面的对流热传递被冷却下来。热量通过容器202的壁传导，随后通过对流 传递到废燃料池流体258。经冷却的冷却剂206变得更密集且因此被重力向下拉。下沉 的冷却剂206被引导穿过支撑结构210的穿孔上部支撑环218且穿过环形区222，穿过 穿孔下部支撑板214且最终返回到容器202的下部头部207。

图4图示在异常条件下操作的废燃料罐200的一个实例实施方案的示意图。在一些 实施方案中，废燃料罐200经设计以在异常操作条件下操作，同时维持衰变热去除的基 本上恒定的速率。在一些方面中，异常操作条件是其中废燃料池256已经排干或流体258 已经蒸发的紧急情形(如图4中示出)。然而，其它类型的异常操作条件也可能发生(例 如，失去在废燃料池256中的流体循环)。在这些异常操作条件下，在容器202和围绕 的周围环境之间的对流热传递的量可能大大减小。减小的热传递速率最终使得接触废燃 料204的液态冷却剂206经受液相到气相改变。低密度、两相冷却剂混合物206c上升 穿过废燃料204且离开立管通道216的顶部。在立管216的顶部处，气相冷却剂206a 和液相冷却剂206b通过重力从两相冷却剂206c中分开。液相冷却剂206b向下行进穿 过穿孔上部支撑环218进入到环形区222中。气相冷却剂206a在容器202中继续向上 行进到上部头部205。当气相冷却剂206a接触容器202的内壁时，所述气相冷却剂与所 述壁交换热量以产生冷凝物206d。冷凝物206d可以呈沿着容器202的内壁向下行进的 液膜或液滴的形式。冷凝物206d在上部支撑环218上方的区域中聚集且与向下流动的 液态冷却剂206b混合。冷凝物206d和液相冷却剂206b向下行进穿过环形区、穿过穿 孔下部支撑板214和下部头部207充气室，且穿过废燃料搁架212向上行进回去。

在此实例中，所述罐可以在废燃料池256中从液体冷却(例如，水)转换到空气冷 却，而不需要操作人员动作或外部电源。如上文所提到，空气冷却罐200的热去除速率 可以基本上等于液体冷却罐200的热去除速率。具体来说，液相到气相改变可导致容器 202的内部腔室加压。容器202的加压增加容器202内的饱和温度，且因此使其外表面 的温度升高。容器202的增加的外表面温度将与周围环境的热辐射热传递速率和与环境 空气260(与在正常操作条件期间废燃料池中的液体258不同)的自由对流热传递速率 两者都增加到如下的点，在这些点时罐200的总体热去除速率是可接受的。例如，容器 202的大表面积和高表面温度可能足以以基本上与燃料池流体258相同的速率将热量从 罐200去除到环境空气260。

图5A到5B图示包含外部热交换器424且在正常条件下操作的废燃料罐400的一个 实例实施方案的示意图。如所示，热交换器424包含通过一系列c形竖直热交换器管226 接合在一起的水平上部管集管223a和水平下部管集管223b。热交换器管可以是2到4 英寸直径和15到20英尺长度。在此实例中，上部管集管223a通过集管导管225a连接 到在冷却剂液位201之下且在上部支撑环218之上的圆柱形外壳208。下部管集管223b 通过集管导管225b连接到环形区222。在一些实例中，集管导管225a和225b是倾斜的， 使得流动通过导管的液体始终在向下方向上。热交换器424被设计以耐受在正常和异常 条件期间的全部压力和温度。

如图5A中示出，在正常条件期间，热的液态冷却剂206通过孔220上升到立管216 的出口。液态冷却剂206的大致一半进入上部集管导管225a而进入到热交换器424中， 在热交换器424中所述液态冷却剂将热量传递到废燃料池流体258。液态冷却剂的剩余 一半行进穿过穿孔上部支撑环218而进入到环形区222中，在环形区中所述液态冷却剂 通过对流和穿过容器202壁的传导热传递将热量传递到废燃料池流体258。在此实例中， 冷却剂206的流动路径通过由浮力产生的自然循环建立，所述浮力由在孔220和环形区 222中的冷却剂的密度差和其热中心的相对高度产生。

图5C图示包含外部热交换器424且在异常条件下操作的废燃料罐400的一个实例 实施方案的示意图。在此实例中，尽管类似于图4中图示出的实例，但热交换器424的 添加为自然循环冷却提供另外的表面区域。管子内部的对流热传递可以增加所述罐的热 去除速率能力，由此减少所述罐的总高度。在本实例中，16英尺管长的六十五管热交换 器可以将罐高度减少约30％(例如，从72英尺减少到50英尺)，同时将相同量的热量 0.35MW排放至环境空气206。在一些实例中，热交换器424是六十五管热交换器或大 致150管热交换器。可以选定热交换器管226的数目和长度以提供广泛范围的期望热去 除速率。

图6A-6B图示包含外部热交换器525且在正常条件下操作的废燃料罐500的另一实 例实施方案的示意图。如所示，热交换器524包含通过一系列c形竖直热交换器管226 接合在一起的水平上部管集管223a和水平下部管集管223b。热交换器管可以是2到4 英寸直径和15到20英尺长度。在所说明的实例中，热交换器525通过集管导管225a 连接到在液位201和上部支撑环218之间的圆柱形外壳208。下部管集管223b通过集管 导管225b连接到环形区222。集管导管225a和225b是倾斜的，使得流动通过导管的液 体始终在向下方向。在一些方面中，热交换器524被设计以耐受在正常和异常条件期间 的全部压力和温度。在正常条件期间，热传递机制可以与针对图2A描述的那些热传递 机制相同或基本上相似。

图6C示出在异常条件下操作的罐500，将热量排放到环境空气206。液相冷却剂如 先前针对图4所描述的而表现。然而，因为热交换器524连接到所述罐的气相区域(例 如，通过立管216)，所以气相冷却剂206a的一部分在热交换器管内部冷凝。这在管子 526内部产生低压区域，所述低压区域将另外的气相冷却剂206a吸入到管子中。管子 526内部的冷凝物206d由于重力下落通过管子526而进入到圆柱形外壳中。冷凝物与在 上部支撑环218上方的区域中的两相冷却剂206c混合。液相冷却剂206b由于重力向下 行进穿过穿孔上部支撑环218而进入到环形区222中，穿过穿孔下部支撑板214，穿过 由下部头部207形成的充气室。所述液相冷却剂向上流动通过废燃料搁架212，由此冷 却废燃料204。

本公开文本的另一实施方案的主要内容是耗散由废燃料棒产生的衰变热的一些方 法。图7图示用于耗散衰变热的一个实例方法700。所述方法包括在步骤702处将废燃 料罐浸没在废燃料池中包含的热传递流体中。如上文所描述，废燃料罐可以包含界定包 含废燃料棒的内部空腔的一个圆柱形外壳。在步骤704处，衰变热从废燃料棒被传递到 包含在罐内的液态冷却剂。在一些实施方案中，冷却剂经由自然循环在罐内循环以促进 热传递。在步骤706处，通过罐的壁将衰变热从冷却剂传递到废燃料池的热传递流体。 热量从废燃料棒传递的速率至少与废燃料棒产生衰变热的速率一样大。

方法700还可以任选地包含在步骤708处由于失去废燃料池流体而将所述罐暴露于 环境空气下。在步骤710处，基于对环境空气的暴露，所述罐内部的冷却剂的一部分从 液体相变到气体。在步骤712处，热量通过所述罐的壁从气相冷却剂传递到环境空气。 在步骤714处，气相冷却剂冷凝回到液体且在所述罐内循环(例如，经由自然循环)。

本公开内容的又另一个实施方案的主要内容是通过使废燃料棒循环通过废燃料罐 来管理废燃料棒的一些方法。图8图示用于管理废燃料棒的一个实例方法800。所述方 法包括在步骤802处从核反应堆去除第一批废燃料棒。在步骤804处，在第一时间(T1) 处将第一批废燃料棒安设在废燃料罐(例如，废燃料罐100)中。在步骤806处，将废 燃料罐浸没在(例如废燃料池156中包含的)热传递流体中。在步骤808处，所述罐用 于在一个时间段(T)上从第一批废燃料棒去除衰变热。在步骤810处，在第二时间(T2) 处将第二批废燃料棒安设在废燃料罐内。废燃料罐的热去除速率至少与在T2处第一和 第二批废燃料棒的组合衰变热速率一样大。如下文在第一和第二实例的背景中讨论的， 图8的实例方法可以用于连续地管理来自核反应堆的废燃料。

在一些方面中，根据本公开内容的包含废燃料池和多个废燃料罐(例如，废燃料罐 100、200、400和/或500)的实例废燃料管理系统(例如，废燃料管理系统154)管理 来自核反应堆(例如，1到12个核反应堆152)的废燃料，每个核反应堆实际上每二十 四个月重加燃料一次，其中二分之一堆芯——大致18个燃料组件——的一批废燃料每 两个月被去除一次。每批废燃料在二十天之后产生大致0.2MW的衰变功率，以及在六 个月之后产生0.1MW的衰变功率。已经衰变了六个月的废燃料可以从废燃料罐排出到 例如典型的液态冷却剂填充的非加压的废燃料池中。在另外的冷却周期(例如5到10 年)之后，废燃料可以排出到干桶。在此实例中，在废燃料池156中存在足够的液态冷 却剂158以在转换成通过环境空气冷却之前提供20天的冷却。所述系统包含两个废燃 料罐，每个废燃料罐能够在完全浸没在废燃料池冷却剂158中时实现至少0.5MW的衰 变热去除且在20天转换冷却周期之后实现0.35MW衰变热去除。下文的表1图示用于 罐装载和卸载以容纳来自核反应堆的废燃料的实例线性序列。在表1中，“T”以月为单 位且“B#”表示具体一批废燃料。“+”指示所述批次装载到罐中且“-”指示去除所述 批次。

表1

在表1中呈现的实例序列中，所有废燃料批次在排出之前都已衰变八个月。在一些 方面中，此方法消除与将较高功率密度废燃料直接紧邻较低功率密度废燃料放置相关联 的可能风险。在失去废燃料池水158的情况下，较高功率密度废燃料呈现锆覆层在空气 中引燃的较大风险，所述锆覆层引燃可能会潜在引燃较低功率密度废燃料。

在另一实例废燃料管理系统中，所述系统可以管理来自核反应堆(例如1到12个 核反应堆152)的废燃料，每个核反应堆实际上每二十四个月重加燃料一次，其中二分 之一堆芯的废燃料批次每两个月去除一次。每批废燃料提供在二十天之后0.2MW的衰 变功率，以及在六个月之后0.1MW的衰变功率。已经衰变了六个月的废燃料可以从废 燃料罐排出到例如典型的液态冷却剂填充的非加压废燃料池中。在另外的冷却周期(例 如5到10年)之后，废燃料可以排出到干桶。所述系统包含单一废燃料罐，其能够在 完全浸没在废燃料池冷却剂158中时实现至少0.65MW的衰变热去除且在20天转换冷 却周期之后实现0.45MW衰变热去除。下面的表2图示用于罐装载和卸载以使用较大废 燃料罐容纳来自核反应堆的废燃料的线性序列。

表2

注意，在一些方面中，此较大废燃料罐提供足够的空间以容纳六个月排出的废燃料 批次。

在另一实例废燃料管理系统中，所述系统可以管理来自实际上每四十八个月重加燃 料一次的单个核反应堆的废燃料，其中一整个堆芯(例如37个组件)的一批废燃料被 去除且替换。每批废燃料在二十天之后产生0.4MW的衰变功率以及在六个月之后产生 0.2MW的衰变功率。已经衰变了六个月的废燃料可以从废燃料罐排出到(例如)典型 的液态冷却剂填充的非加压废燃料池中。在另外的冷却周期(例如5到10年)之后， 废燃料可以排出到干桶。所述系统包含单一废燃料罐，其能够在完全浸没在废燃料池冷 却剂158中时实现至少0.85MW的衰变热去除且在20天转换冷却周期之后实现0.6MW 衰变热去除。下面的表3图示用于罐装载和卸载以使用较大废燃料罐容纳来自核反应堆 的废燃料的线性序列。

表3

贯穿说明书和权利要求书的“前”、“后”、“顶”、“底”、“在...上方”、“在...之上” 和“在...之下”等术语的使用是用于描述系统的各种组件和本文中所描述的其它元件的 相对位置。类似地，使用任何水平或竖直术语来描述元件是为了描述系统的各种组件和 本文中所描述的其它元件的相对定向。除非另外明确地说明，否则此类术语的使用并不 意指所述系统或任何其它组件相对于地球重力的方向、或地球地表面的具体位置或定 向，或者系统其它元件可以在操作、制造和运输期间被放置的其它具体位置或定向。

已经描述多个实施方案。然而，应理解可以进行各种修改。例如，只要可以实现有 利的结果，可以一种不同的顺序执行所公开的技术的步骤、以一种不同的方式组合所公 开的系统的组件或者用其它组件取代或补充所述组件。因此，其它实施方案在以下权利 要求书的范围内。