WO2003107356A1 - Verfahren und vorrichtung zum entsorgen eines brennelementkastens einer siedewasserreaktoranlage - Google Patents

Verfahren und vorrichtung zum entsorgen eines brennelementkastens einer siedewasserreaktoranlage Download PDF

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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal

Definitions

  • the invention relates to a method for disposing of a fuel assembly box.
  • the invention relates to a method and a device for the disposal of radioactive contaminated parts of a boiling water reactor system.
  • the fuel assembly box 4 is open at its end faces and is only provided on one end face at opposite corners with support struts 8a which are used to fasten the fuel assembly box 4 to an in the fuel element head, not shown.
  • the fuel assembly box 4 is in its lower area with other elements, in the example knobs 8b and outside plates 8c provided, which are specific to the exemplified box type. When such a fuel assembly box is conditioned, it is usually pressed and then cut into small pieces. However, such an approach is complex.
  • the invention is based on the object of specifying a method for disposing of a fuel assembly of a boiling water reactor system which is simplified compared to the procedure mentioned in the prior art.
  • the invention is based on the object of specifying a method for disposing of radioactively contaminated parts of a boiling water reactor system and an apparatus for carrying out this method.
  • the first-mentioned object is achieved according to the invention with a method having the features of claim 1.
  • the fuel assembly is stabilized with a support structure.
  • the fuel element box is not destroyed, but is provided with one or more components that support it, which give it greater strength or stability. This means that complex pressing and dismantling of the fuel assembly box is no longer necessary and disposal is simplified.
  • a fuel assembly prepared or conditioned in this way for disposal can also be used at the same time as a transport container for other parts to be disposed of and appropriately conditioned, in particular for core installation parts or for small-volume so-called gore scrap.
  • the fuel assembly box is provided with a handle.
  • the support structure is preassembled and inserted into the fuel assembly box.
  • the fuel assembly box is closed on one of its end faces with the aid of a base plate arranged on the support structure and serving as the base. In this way it can be used as a container for holding small-volume Gore scrap.
  • the object is achieved according to the invention with the features of claim 6. Since the stabilized fuel assembly is used as a transport container for other radioactive contaminated parts, its particularly cost-effective disposal together with the Gore scrap is possible.
  • the leaves are separated from a control element to be disposed of and inserted into the stabilized fuel assembly box. Since the longitudinal and transverse dimensions of the leaves of a control element largely correspond to those of a fuel assembly box, these can be accommodated in a space-saving manner in a fuel assembly box, which can accommodate the leaves of three control elements in this way.
  • the support structure divides the fuel assembly box with an internal partition into at least two parts. areas that are supported when the sheets are inserted into one of the partial areas. This makes it easier to fill the fuel assembly box.
  • La and b a plan view of the bottom side or on a long side of a fuel assembly box
  • FIG. 2a and b a plan view of the bottom side or on the long side of a support structure according to the invention
  • Fig. 3a and b a plan view of the front side or on a long side of the fuel assembly box stabilized with the support structure
  • 4a and b show a plan view of the end face or on a longitudinal side of the fuel assembly filled with the leaves of control rods.
  • the support structure 10 comprises a base plate 12 which carries a separating plate 14 which runs perpendicular to the flat side of the base plate and is in particular welded to it.
  • the separating plate 14 has a longitudinal dimension which is greater than the longitudinal dimension of the fuel assembly box 4 and is provided with a recess 16 at its free end facing away from the base plate 12, so that a carrying handle 18 is formed.
  • a spacer plate 20 is fastened to the base plate 12 and passes through the partition plate 14 provided with a slot 22 in this area.
  • FIGS. 3a, b show the fuel assembly 40 stabilized with the support structure 10. For this purpose, it is inserted into the empty fuel assembly 4 from the bottom side until the base plate 12 closes the empty fuel assembly 4 and forms a floor. The carrying handle 18 then protrudes beyond the fuel assembly box 4. In the figure it can also be seen that the fuel assembly 4 is divided into two sub-areas 42, 44 by the partition plate 14.
  • control rod blades 24 are introduced into the fuel assembly 40 stabilized with the support structure 10, which control rods 24 have been separated in a previous work step and from which control brackets 26 are halved in FIG. 4b by the previous disassembly a handle is located.
  • the spacer plate 20 serves to support the control rod leaves 24, so that the space used for accommodating the control rod leaves 24 is free from disturbing internals located in the lower region of the fuel assembly box 4.
  • four subchambers 46 are formed below the control rod blades 24, which can be used to hold small-volume core scrap. LIST OF REFERENCE NUMBERS

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Abstract

Bei einem Verfahren zum Entsorgen eines Brennelementkastens (4) einer Siedewasserreaktoranlage wird der Brennelementkasten (4) mit einer Tragstruktur (10) stabilisiert. Auf diese Weise kann er als Transportbehälter für weitere zu entsorgende und entsprechend konditionierte Teile, insbesondere Kerneinbauteile, verwendet werden.

Description

Beschreibung
Verfahren und Vorrichtung zum Entsorgen eines Brennele entkas- tens einer Siedewasserreaktoranlage
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Entsorgen eines Brennelementkastens. Außerdem bezieht sich die Erfindung auf ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Entsorgen von ra- dioaktiv kontaminierten Teilen einer Siedewasserreaktoranlage.
Einbauteile einer nuklearen Reaktoranlage die mit dem Kühlwasser des Primärkreislaufes in Berührung kommen, sind erheblich radioaktiv kontaminiert und, falls sie im Reaktorkern einge- baut waren, zusätzlich aktiviert. Durch betriebsbedingten Verschleiß, dem insbesondere Kerneinbauteile im hohen Maße unterliegen, ist es erforderlich, diese Teile auszubauen und durch neue zu ersetzen. Die ausgebauten Teile müssen unter Einhaltung strenger Vorsichtsmaßnamen konditioniert werden, um sie für die Entsorgung handhabbar zu machen. Ein solches Verschleißteil ist in einem Siedewasserreaktor auch der durch die hohe Strahlenbelastung versprödete Brennelementkasten eines abgebrannten Brennelementes, wie er beispielsweise in Fig. la und b in einer Draufsicht auf die Bodenseite bzw. auf eine der Längsseiten dargestellt ist. Die Wand 2 eines solchen Brennelementkastens 4 umschließt einen im wesentlichen quaderförmi- gen Hohlraum 6. Der Brennelementkasten 4 ist an seinen Stirnseiten offen und ist lediglich an einer Stirnseite an gegenüberliegenden Ecken mit Stützstreben 8a versehen, die zur Be- festigung des Brennelementkastens 4 auf einem in der Figur nicht dargestellten Brennelementkopf dienen. Darüber hinaus ist der Brennelementkasten 4 in seinem unteren Bereich mit weiteren Elementen, im Beispiel Noppen 8b und außenlie- gende Platten 8c, versehen, die spezifisch für den beispielhaft dargestellten Kastentyp sind. Bei der Konditionierung eines solchen Brennelementkastens wird dieser in der Regel ver- presst und anschließend in kleine Stücke zerschnitten. Eine solche Vorgehensweise ist jedoch aufwendig.
Der Erfindung liegt nun die Aufgabe zu Grunde, ein Verfahren zum Entsorgen eines Brennelementkastens einer Siedewasserreaktoranlage anzugeben, das gegenüber der im Stand der Technik genannten Vorgehensweise vereinfacht ist. Außerdem liegt der Erfindung die Aufgabe zu Grunde, ein Verfahren zum Entsorgen von radioaktiv kontaminierten Teilen einer Siedewasserreaktoranlage sowie eine Vorrichtung zum Durchführen dieses Verfahrens anzugeben.
Die erstgenannte Aufgabe wird gemäß der Erfindung gelöst mit einem Verfahren mit den Merkmalen des Patentanspruches 1. Gemäß diesen Merkmalen wird der Brennelementkasten mit einer Tragstruktur stabilisiert. Mit anderen Worten: Der Brennele- mentkasten wird nicht zerstört sondern mit einem oder mehreren ihn stützenden Bauteilen versehen, die ihm eine höhere Festigkeit oder Stabilität verleihen. Damit ist ein aufwendiges Ver- pressen und Zerlegen des Brennelementkastens nicht mehr erforderlich und seine Entsorgung vereinfacht. Ein auf diese Weise für die Entsorgung vorbereiteter oder konditionierter Brennelementkasten kann außerdem zugleich als Transportbehälter für weitere zu entsorgende und entsprechend konditionierte Teile, insbesondere für Kerneinbauteile oder für kleinvolumigen sogenannten Gore-Schrott verwendet werden.
In einer vorteilhaften Ausgestaltung des Verfahrens wird der Brennelementkasten mit einem Tragegriff versehen. Dadurch kann er in gleicher Weise mit denselben Einrichtungen gehandhabt werden, wie sie für die Handhabung des Brennelementes vorgesehen sind.
In einer weiteren bevorzugten Ausgestaltung des Verfahrens wird die Tragstruktur vormontiert und in den Brennelementkasten eingeführt. Dadurch wird die am Brennelementkasten bei der Anbringung der Tragstruktur erforderliche Bearbeitungszeit erheblich verkürzt.
Insbesondere wird der Brennelementkasten auf einer seiner Stirnseiten mit Hilfe eine an der Tragstruktur angeordneten und als Boden dienenden Basisplatte verschlossen. Auf diese Weise kann er als Behälter zur Aufnahme von kleinvolumigen Gore-Schrott verwendet werden.
Bezüglich des zweitgenannten Verfahrens wird die Aufgabe gemäß der Erfindung gelöst mit den Merkmalen des Patentanspruches 6. Da der stabilisierte Brennelementkasten als Transportbehälter für weitere radioaktiv kontaminierte Teile verwendet wird, ist dessen besonders kostengünstige Entsorgung gemeinsam mit dem Gore-Schrott möglich.
In einer vorteilhaften Ausgestaltung des Verfahrens werden von einem zu entsorgenden Steuerelement die Blätter abgetrennt und in den stabilisierten Brennelementkasten eingeführt. Da die Längs- und Querausdehnungen der Blätter eines Steuerelementes denen eines Brennelementkastens weitgehend entsprechen können diese äußerst platzsparend in einem Brennelementkasten untergebracht werden, der auf diese Weise die Blätter von drei Steuerelementen aufnehmen kann.
Insbesondere unterteilt die Tragstruktur den Brennelementkas- ten mit einer innenliegenden Trennwand in zumindest zwei Teil- bereiche, die beim Einführen der- Blätter in einen der Teilbereiche gestützt wird. Dadurch wird das Befüllen des Brennelementkastens erleichtert .
Hinsichtlich der Vorrichtung wird die genannte Aufgabe gemäß der Erfindung gelöst mit den Merkmalen des Patentanspruches 9. Vorteile der erfindungsgemäßen Vorrichtung sowie Vorteile der dem Patentanspruch 9 jeweils untergeordneten Patentansprüche ergeben sich sinngemäß aus den diesen Patentansprüchen jeweils entsprechenden Verfahrensansprüchen.
Zur weiteren Erläuterung der Erfindung wird auf das Ausführungsbeispiel der Zeichnung verwiesen. Es zeigen:
Fig. la und b eine Draufsicht auf die Bodenseite bzw. auf eine Längsseite eines Brennelementkastens,
Fig. 2a und b eine Draufsicht auf die Bodenseite bzw. auf die Längsseite einer erfindungsgemäßen Tragstruktur, Fig. 3a und b eine Draufsicht auf die Stirnseite bzw. auf eine Längsseite des mit der Tragstruktur stabilisierten Brennelementkastens ,
Fig. 4a und b eine Draufsicht auf die Stirnseite bzw. auf eine Längsseite des mit den Blättern von Steuerstäben gefüllten Brennelementkasten.
Gemäß Figuren 2a, b umfasst die Tragstruktur 10 eine Basisplatte 12, die eine senkrecht zur Flachseite der Basisplatte verlaufende Trennplatte 14 trägt und insbesondere mit dieser verschweißt ist. Die Trennplatte 14 hat eine Längsausdehnung die größer ist als die Längsausdehnung des Brennelementkastens 4 und ist an ihrem von der Basisplatte 12 abgewandten freien Ende mit einer Ausnehmung 16 versehen, so dass ein Tragegriff 18 gebildet wird. Quer zur Trennplatte 14 und senkrecht zur Basisplatte 12 ist auf dieser eine Distanzplatte 20 befestigt, die die in diesem Bereich mit einem Schlitz 22 versehene Trennplatte 14 durchsetzt.
Figuren 3a, b zeigen den mit der Tragstruktur 10 stabilisierten Brennelementkasten 40. Hierzu ist diese von der Bodenseite her in den leeren Brennelementkasten 4 eingeführt, bis die Basisplatte 12 den leeren Brennelementkasten 4 verschließt und einen Boden bildet. Der Traggriff 18 ragt dann über den Brenn- elementkasten 4 hinaus. In der Figur ist außerdem zu erkennen, dass der Brennelementkasten 4 durch die Trennplatte 14 in zwei Teilbereiche 42, 44 unterteilt wird.
Gemäß Figuren 4a, b sind in den mit der Tragstruktur 10 stabi- lisierten Brennelementkasten 40 Steuerstabblätter 24 eingeführt, die in einem vorangegangenen Arbeitsschritt aus zu ent- -sorgenden Steuerstäben herausgetrennt worden sind und von denen in Figur 4b ein durch die vorangehende Zerlegung halbierter Bügel 26 eines Tragegriffs eingezeichnet ist.
Die Distanzplatte 20 dient zum Stützen der Steuerstabblätter 24, so dass der für die Aufnahme der Steuerstabblätter 24 genutzte Raum frei von störenden, im unteren Bereich des Brennelementkastens ■ 4 befindlichen Einbauten ist. Zugleich werden unterhalb der Steuerstabblätter 24 vier Teilkammern 46 gebildet, die zur Aufnahme von kleinvolumigen Core-Schrott verwendet werden können. Bezugszeichenliste
Wand
Brennelementkästen
Hohlraum a Stützstreben b Noppe c Platte 0 Tragstruktur 2 Basisplatte
4 Trennplatte 6 Ausnehmung 8 Tragegriff 0 Distanzplatte 2 Schlitz 4 Steuerstabblätter 6 Bügel 0 Brennelementkasten 2,44 Teilbereiche 6 Tei1kämmern

Claims

Ansprüche
1. Verfahren zum Entsorgen, eines Brennelementkastens (4) einer Siedewasserreaktoranlage, bei dem der Brennelementkasten (4) mit einer Tragstruktur (10) stabilisiert wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, bei dem der Brennelementkasten
(4) mit einem Tragegriff (18) versehen wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, bei dem die Tragstruktur (10) vormontiert und in den Brennelementkasten (4) eingeführt wird.
4. Verfahren nach einem der vorhergehenden Ansprüche, bei dem der Brennelementkasten (4) auf einer seiner Stirnseiten verschlossen wird.
5. Verfahren nach Anspruch 4, bei dem die eine Seite mit Hil- fe einer an der Tragstruktur (10) angeordneten und als Boden dienenden Basisplatte (12) verschlossen wird.
6. Verfahren zum Entsorgen von radioaktiv kontaminierten Teilen einer Siedewasserreaktoranlage, insbesondere von Kern- einbauteilen, bei dem ein gemäß einem der vorhergehenden
Ansprüche stabilisierter Brennelementkasten (40) als Transportbehälter verwendet wird.
7. Verfahren nach Anspruch 6, bei dem von einem zu entsorgen- den Steuerstab die Steuerstabblätter (24) abgetrennt werden und in den stabilisierten Brennelementkasten (40) eingeführt werden.
8. Verfahren nach Anspruch 7, bei dem die Tragstruktur den stabilisierten Brennelementkasten (40) mit einer innenliegenden Trennwand (14) in zumindest zwei Teilbereiche
(42,44) unterteilt, die beim Einführen der Blätter in einen der Teilbereiche (42,44) gestützt wird.
9. Vorrichtung zum Entsorgen von radiaktiv kontaminierten Teilen einer Siedewasserreaktoranlage, insbesondere von Kerneinbauteilen, mit einem Brennelementkasten (40) , der mit einer Tragstruktur (10) stabilisiert ist und als Transportbehälter dient .
10. Vorrichtung nach Anspruch 9, bei der die Tragstruktur (10) mit einem Tragegriff (18) versehen ist.
11. Vorrichtung nach Anspruch 9 oder 10, bei der die Tragstruktur (10) eine Basisplatte (12) umfasst, die den Brennelementkasten (4) einseitig verschließt.
12. Vorrichtung nach Anspruch 11, bei der auf der Basisplatte (12) der Tragstruktur (10) zumindest eine senkrecht zu ihr angeordnete Trennplatte (14) angeordnet ist, die den Innenraum des stabilisierten Brennelementkastens (40) in zumindest zwei Teilbereiche (42,44) aufteilt.
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5781265B2 (ja) * 2009-07-31 2015-09-16 三菱重工業株式会社 燃料集合体の輸送容器

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5841825A (en) * 1994-03-11 1998-11-24 Roberts; Paul Neutron absorbing apparatus
DE19728978A1 (de) * 1997-07-07 1999-01-14 Siemens Ag Behälter für mehrere gebrauchte Brennelemente eines Kernreaktors
DE19947120A1 (de) * 1999-09-30 2001-05-03 Siemens Ag Verfahren zur Vorbereitung eines Brennelements für die Endlagerung und vorbereitetes Brennelement

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE29912810U1 (de) * 1999-07-22 2000-11-23 Siemens AG, 80333 München Brennelementkasten mit Anschlag für Hebewerkzeug

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5841825A (en) * 1994-03-11 1998-11-24 Roberts; Paul Neutron absorbing apparatus
DE19728978A1 (de) * 1997-07-07 1999-01-14 Siemens Ag Behälter für mehrere gebrauchte Brennelemente eines Kernreaktors
DE19947120A1 (de) * 1999-09-30 2001-05-03 Siemens Ag Verfahren zur Vorbereitung eines Brennelements für die Endlagerung und vorbereitetes Brennelement

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