CN106448782A - 核电站废滤芯转运容器 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电站废滤芯转运容器，其包括容器本体和顶端开口为锥形的内嵌套筒，内嵌套筒的直径D满足计算公式：D1＜D≤Lsinɑ+dcosɑ，其中，D1为转运的最大滤芯的直径，L为卡涩滤芯的长度，d为卡涩滤芯直径，ɑ为不出现卡涩情况的最小滤芯与容器本体内壁形成的倾斜角。相对于现有技术，本发明核电站废滤芯转运容器具有以下优点：解决了放射性滤芯卡涩问题，避免放射性废物暴露在厂房中，保障电站安全运行及周边环境的安全；不改动设备本体，实施简单，有效保障了核电机组装料不受制约，极大降低处理问题的经济成本；有效填补了8TES系统改进项的技术漏洞，推进了核电技术的进展。

Description

核电站废滤芯转运容器
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站废滤芯转运容器。
背景技术
目前，在核电站运营过程中，通常采用先进的高密度聚乙烯高整体容器(HIC)桶处理工艺，对放射性废物(废树脂和废滤芯)进行直接装填和脱水处理。废滤芯装填工艺过程包括：废滤芯由滤芯下降通道落入废滤芯转运容器，然后将转运容器运输至HIC桶处理工艺，废滤芯由转运容器滑落入HIC桶内。
滤芯转运容器的设计应不仅能够实现对6寸、8寸、12寸和16寸等4种主要滤芯的转运及防止对工作环境产生意外照射，能够达到屏蔽防护功能，而且能够正常释放这4种滤芯至HIC桶内。但是，在调试过程中，8寸、12寸和16寸滤芯可释放至HIC桶内，6寸滤芯在释放至HIC桶内时发生卡涩，无法实现正常释放功能。此问题直接导致现有系统功能不能正常实现，对核电机组装料造成巨大影响。
为了解决滤芯卡涩问题，现有的主要技术方案有：参考滤芯转运容器功能、转运路径和辅助配套设备，新增一套类似防辐射设备以实现对6寸滤芯的转运和具有防辐射功能，并可以顺利释放至HIC桶的功能，或者进行运行人员介入干预，在开启上舱门时人为干预将卡涩的滤芯释放至HIC桶内。
但是，上述现有技术至少存在以下缺陷：新增类似设备会极大程度增加处理设备采购成本，并且难以控制采购周期，影响系统投入使用；辅助设备改造难度会增加系统设备空间储存压力；系统设备处理工作空间有限，给设备设计带来局限；人为干预会增加运行人员意外辐射危险。
有鉴于此，确有必要提供一种结构灵巧的核电站废滤芯转运容器，以解决滤芯卡涩问题。
发明内容
本发明的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种可防止滤芯卡涩的核电站废滤芯转运容器。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站废滤芯转运容器，其包括：容器本体和顶端开口为锥形的内嵌套筒，内嵌套筒的直径D满足计算公式：
D1＜D≤Lsinɑ+dcosɑ
其中，D1为转运的最大滤芯的直径，L为卡涩滤芯的长度，d为卡涩滤芯直径，ɑ为不出现卡涩情况的最小滤芯与容器本体内壁形成的倾斜角。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述内嵌套筒与容器本体同轴设置，内嵌套筒的顶端与容器本体内壁固定连接。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述内嵌套筒的顶端焊接在容器本体内壁。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述内嵌套筒包括锥段筒体和直筒段筒体，锥段筒体与直筒段筒体制成一体。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述锥段筒体的大直径端焊接在容器本体内壁。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述锥段筒体的小直径端与直筒段筒体对接。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述直筒段筒体两端外壁设有固定环，固定环外径与容器本体内壁直径一致。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述内嵌套筒与容器本体等高。
作为本发明核电站废滤芯转运容器的一种改进，所述内嵌套筒为薄壁结构，用不锈钢制备。
相对于现有技术，本发明核电站废滤芯转运容器具有以下有益效果：1)解决了放射性滤芯卡涩问题，避免放射性废物暴露在厂房中，保障电站安全运行及周边环境的安全；2)不改动设备本体，实施简单，有效保障了核电机组装料不受制约，极大降低处理问题的经济成本；3)有效填补了8TES系统改进项的技术漏洞，推进了核电技术的进展。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站废滤芯转运容器及其有益技术效果进行详细说明，其中：
图1为本发明核电站废滤芯转运容器的剖视图。
图2为本发明核电站废滤芯转运容器的俯视图。
图3为废滤芯在现有的转运容器内的力学分析图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非是为了限定本发明。
请参阅图1和图2所示，本发明核电站废滤芯转运容器包括容器本体10和顶端开口为锥形的内嵌套筒20，内嵌套筒20与容器本体10同轴设置且与容器本体10等高，内嵌套筒20的顶端与容器本体10的内壁固定连接。
请参阅图1所示，内嵌套筒20包括锥段筒体202和直筒段筒体204，锥段筒体202的大直径端焊接在容器本体10内壁，锥段筒体202的小直径端与直筒段筒体204对接，锥段筒体202与直筒段筒体204制成一体。直筒段筒体204两端外壁设有固定环206，固定环206外径与容器本体10内壁直径一致。如此设置，可防止内嵌套筒10在运输过程中的晃动。
请参阅图3所示，对废滤芯在转运容器内滑落的过程进行力学分析，将废滤芯重力按照垂直于容器壁和平行于废滤芯长边两个方向做分解，相关参数定义如下：
G：废滤芯重力；
f1/f2：转运容器内壁与废滤芯之间的摩擦力；
n1/n2：转运容器对废滤芯的压力；
F1：废滤芯对转运容器的压力；
u：废滤芯与容器内壁的摩擦系数；
α：废滤芯与容器本体内壁形成的倾斜角；
请参阅图3所示，可知：
在水平方向，废滤芯处于静止状态，n1＝n2；
在垂直方向，要废滤芯能够往下滑落，必要条件为：
G＞f1+f2 公式(1)
因此，废滤芯能否正常下落，主要受制于容器内壁与废滤芯之间摩擦力的大小。
根据图3所示可知：
F1＝Gsinɑ 公式(2)
f1＝f2＝F1*u 公式(3)
联合公式(1)、(2)、(3)推导可得到：
因此可知倾斜在转运容器内的废滤芯能否滑落，取决于废滤芯与容器内壁间的倾斜角，与废滤芯重量无关。倾斜角越小，废滤芯越容易滑落。
故内嵌套筒的直径D应满足公式：D1＜D≤Lsinɑ+dcosɑ
其中，D1为转运的最大滤芯的直径，L为卡涩滤芯的长度，d为卡涩滤芯直径，ɑ为不出现卡涩情况的最小滤芯与容器本体内壁形成的倾斜角。
根据本发明的一个优选实施方式，针对6寸滤芯在通过滤芯转运容器8TES002DM掉入HIC桶时出现的卡涩问题，在转运容器8TES002DM内设计一个内嵌套筒。
滤芯转运容器8TES002DM处理的最大滤芯为16寸滤芯，其直径为406mm，因此得出：D>406mm，以保证可装载最大滤芯。根据现场试验的已知结果，滤芯转运容器8TES002DM处理滤芯时，未出现卡涩情况的最小滤芯为8寸滤芯，其直径为210mm，长度为493mm，计算出sinɑ＝0.656，cosɑ＝0.760；而卡涩滤芯为6寸滤芯，其直径为164mm，长度为490mm，因此得出D≤446mm。故内嵌套筒的直径范围为406mm＜D≤446mm。
根据本发明的一个优选实施方式，用不锈钢制备内嵌套筒20，然后将其顶端焊接在转运容器本体10内壁。内嵌套筒20的直径为429mm，高度为788mm。转运容器8TES002DM在新增内嵌套筒20后，经过现场多次试验验证，6寸滤芯可以顺畅地从转运容器8STE002DM滑落至HIC桶内。同时，未发生滤芯从下降通道落入转运容器8TES002DM过程中的其他卡涩事故。
结合以上对本发明的详细描述可知，相对于现有技术，本发明核电站废滤芯转运容器具有以下有益效果：1)解决了放射性滤芯卡涩问题，避免放射性废物暴露在厂房中，保障电站安全运行及周边环境的安全；2)不改动设备本体，实施简单，有效保障了核电机组装料不受制约，极大降低处理问题的经济成本；3)有效填补了8TES系统改进项的技术漏洞，推进核电技术的进展。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (9)

1.一种核电站废滤芯转运容器，其特征在于，包括：容器本体和顶端开口为锥形的内嵌套筒，内嵌套筒的直径D满足计算公式：
D1＜D≤Lsinɑ+dcosɑ
其中，D1为转运的最大滤芯的直径，L为卡涩滤芯的长度，d为卡涩滤芯直径，ɑ为不出现卡涩情况的最小滤芯与容器本体内壁形成的倾斜角。
2.根据权利要求1所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述内嵌套筒与容器本体同轴设置，内嵌套筒的顶端与容器本体内壁固定连接。
3.根据权利要求2所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述内嵌套筒的顶端焊接在容器本体内壁。
4.根据权利要求1所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述内嵌套筒包括锥段筒体和直筒段筒体，锥段筒体与直筒段筒体制成一体。
5.根据权利要求4所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述锥段筒体的大直径端焊接在容器本体内壁。
6.根据权利要求4所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述锥段筒体的小直径端与直筒段筒体对接。
7.根据权利要求4所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述直筒段筒体两端外壁设有固定环，固定环外径与容器本体内壁直径一致。
8.根据权利要求1所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述内嵌套筒与容器本体等高。
9.根据权利要求1至8任一项所述的核电站废滤芯转运容器，其特征在于，所述内嵌套筒由不锈钢制成。
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