CN107665745B - 一种高放探测器组件的存储容器 - Google Patents

一种高放探测器组件的存储容器 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种高放探测器组件的存储容器,包括依次连通且固定的顶座、筒体和底座,所述筒体通过顶座和底座形成密封结构,顶座的屏蔽门能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体中后封闭筒体。使用本发明的高放探测器组件存储容器,可以完好密闭地存放全部拆除并缩容后的高放探测器组件,并能借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件转运通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放,在其转运过程中还能防止高放探测器组件倒出,并兼顾了存储容器的流通性,存储容器对高放射性还具有一定的屏蔽功能。

Description

一种高放探测器组件的存储容器
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂换料检修技术,具体涉及一种高放探测器组件的存储容器。
背景技术
二代和二代加压水堆核电站中堆芯测量系统用仪表分为测温用仪表热电偶和测通量用仪表中子通量探测器。热电偶从压力容器顶盖引入,经过热电偶柱组件导向,定位于规定的测点位置,热电偶下端位于上堆芯板下的堆芯出口处。通量探测器从压力容器底封头引入,需要时通过仪表套管以及指套管导向,进入规定测点处燃料组件内部的导向管。两种探测器组件的设计寿命都是电厂全寿期的,除特殊情况外,不考虑更换。国内外电厂已有更换先例,采用水下剪切工具,更换个别损坏的通量探测器。
“华龙一号”为第三代核电站,与M310类型电站相比,采用了先进堆芯测量系统,堆芯测量仪表从堆顶引入,取消了压力容器底封头开孔,提高了安全性。反应堆堆芯测量探测器组件共有48个,每2-3个换料周期需要拆除并更换中子探测器组件,每根探测器组件长度约11m,具有高放射性,在反应堆寿期内会产生大量此类高放射性废物,因此,在其拆除过程中对其缩容后需要将其存储在一个特制的容器中,以便后续的转运、贮存和处置。
目前国内外大多核电站探测器的设计寿命与反应堆设计寿命相同,即一般情况下在反应堆寿期内无需更换探测器组件,故探测器拆除及更换方面的工作开展较少,目前尚未有关探测器拆除后存储容器的相关设计。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是在高放探测器组件拆除时其高放射性使得转运、贮存和处置很麻烦,其目的在于提供一种高放探测器组件的存储容器,该存储容器用于存储寿期末拆除并缩容后的高放射性探测器组件,并借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件转运通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放。
本发明通过下述技术方案实现:
一种高放探测器组件的存储容器,包括依次连通且固定的顶座、筒体和底座,所述筒体通过顶座和底座形成密封结构,顶座的屏蔽门能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体中后封闭筒体。由于探测器组件是使用于反应堆中,其长期使用下本身就具有高放射性,在进行拆除时,其高放射性容易造成人员和设备受到辐照伤害,需要将其采用特制的容器进行放置和处理,而现有技术中核电站探测器的设计寿命与反应堆设计寿命相同,即一般情况下在反应堆寿期内无需更换探测器组件,所以没有设计专门对探测器组件进行放置的容器,再加上每根探测器组件长度约11m,其占据空间大,放置很麻烦,而本方案设计的存储容器,则是通过预先将探测器组件缩容为卷状,然后暂存容器打开顶座的屏蔽门而便于高放探测器组件放入筒体中后封闭筒体。其可以完好密闭地存放全部拆除并缩容后的高放探测器组件,并能借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件转运通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放,在其转运过程中还能防止高放探测器组件倒出,并兼顾了存储容器的流通性,存储容器对高放射性还具有一定的屏蔽功能。保护了设备和人员的安全,防止造成核污染。
其中顶座由上连框、中连框和下连板组成,中连框设置在上连框和下连板之间并依次固定,并且筒体与中连框固定,下连板设置在筒体的开口端中能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体中后封闭筒体,上连框内部和中连框内部形成高放探测器组件通过的通道,在上连框远离中连框的端面上设置有上定位接口,上连框的通道和中连框的通道均设置在上定位接口之间,上定位接口是用于与高放探测器组件暂存容器进行定位连接,待暂存容器和高放存储容器连接就位后,即可确保绕卷缩容后的高放探测器组件顺利进入高放存储容器中。
中连框是高放存储容器转运时与燃料组件吊装工具的吊装接口,中连框的通道端面尺寸大于上连框的通道端面尺寸,在燃料组件吊装工具插入到中连框的通道处时展开,利用中连框的通道的内缩使得工具被上连框卡紧。
而筒体为内部中空且两端开口的壳体结构,在壳体的内壁上设置有弹簧,且弹簧分别与下连板连接,还在中连框上设置有挡块,在弹簧处于自然状态时下连板与挡块接触。筒体由工字钢和筋板焊接而成,弹簧为两组,每组弹簧对应与一块下连板连接,使得下连板能够沿着其之间的位置打开而让高放探测器组件通过。
下连板由两块板组成,形成一个屏蔽门结构,下连板底部分别与筒体上部的两组弹簧相连接,当暂存容器与高放存储容器连接就位的同时,暂存容器的下部结构会将下连板的屏蔽门结构向下打开,确保高放探测器组件通过下连板屏蔽门结构从而顺利掉入高放存储容器内部,此时位于下连板底部的两组弹簧为受压缩状态。当高放探测器组件掉落完毕,暂存容器吊走之后,下连板底部的两组弹簧回弹,使得下连板恢复至水平位置。为了防止下连板回弹力过大,以及高放存储容器运输过程中高放探测器组件向外倒流滑出,下连板向上回弹时,在其上端的中连框处还设计有两个小的挡块来进行限位,挡块能够防止探测器组件从筒体向顶座中通过,即防止高放探测器组件倒出。
进一步,底座朝向筒体的端面内凹形成环形凹槽一,在环形凹槽一的侧壁内凹形成环形凹槽二,且环形凹槽一和环形凹槽二同轴且设置在同一底面上,环形凹槽一是用于放置缩容收卷后的探测器组件,由于整个缩容和存储过程都是在水下完成的,所以在筒体中不可避免地有部分水,在运输时需要先将水排出,否则会造成环境污染,在底座远离筒体的端面内凹形成若干个通孔,且通孔均与环形凹槽二连通,这样不会被探测器组件挡住而影响排水效果;通孔的中心连接后形成环形结构,且该环形结构与环形凹槽二同轴,利用通孔将水排出。但是由于探测器组件具有高放射性,需要保持存储容器的屏蔽功能,因此需要对通孔与环形凹槽二连通处的尺寸进行合理设计,既能够满足水的快速排出,又不会造成辐射剂量的泄漏而造成危害,经过设计后发现,在通孔与环形凹槽二连通的部分为通孔端面的十分之一时能够完全满足要求。
为了实现高放存储容器中的水具有流通性,又能对高放射性具有一定的屏蔽功能,底座下端面四个角设计为水平结构,便于在乏燃料水池中的存放,在底座远离筒体的端面设置有下定位接口,下定位接口是用于与高放容器存放架的定位连接,下定位接口一般是两个,分别设置在底座的对称角上,用来保持连接的稳定性,通孔设置在下定位接口之间。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:使用本发明的高放探测器组件存储容器,可以完好密闭地存放全部拆除并缩容后的高放探测器组件,并能借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件转运通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放,在其转运过程中还能防止高放探测器组件倒出,并兼顾了存储容器的流通性,存储容器对高放射性还具有一定的屏蔽功能。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为本发明结构示意图;
图2为顶座的结构示意图;
图3为顶座的仰视图;
图4为顶座的俯视图;
图5为图4的剖视图;
图6为底座的结构示意图;
图7为底座的仰视图;
图8为底座的剖视图。
附图中标记及对应的零部件名称:
1-环形凹槽二,2-顶座,3-筒体,4-底座,5-挡块,6-上定位接口,7-中连框,8-上连框,9-下连板,10-弹簧,11-环形凹槽一,12-通孔,13-下定位接口。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例1:
如图1所示,一种高放探测器组件的存储容器,包括依次连通且固定的顶座2、筒体3和底座4,所述筒体3通过顶座2和底座3形成密封结构,顶座2的屏蔽门能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体3中后封闭筒体3。由于探测器组件具有高放射性,所以存储容器需要具备密封性,本方案是采用依次连通且固定的顶座2、筒体3和底座4来实现,并且顶座2的屏蔽门能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体3中后封闭筒体3,这样可以完好密闭地存放全部拆除并缩容后的高放探测器组件,并能借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件转运通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放,在其转运过程中还能防止高放探测器组件倒出,并兼顾了存储容器的流通性,存储容器对高放射性还具有一定的屏蔽功能。
实施例2:
如图2至图5所示,在实施例1的基础上,顶座2具体是由上连框8、中连框7和下连板9组成,中连框7设置在上连框8和下连板9之间并依次固定,并且筒体3与中连框7固定,下连板9设置在筒体3的开口端中能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体3中后封闭筒体3,上连框8内部和中连框7内部形成高放探测器组件通过的通道。吊装工具伸入到中连框7内部的通道后向外展开固定后吊装,为了防止滑落,要将中连框7的通道端面尺寸大于上连框6的通道端面尺寸,这样才能够在吊装时将吊装工具卡紧。上连框8远离中连框7的端面上设置有上定位接口6,上定位接口6是用于与高放探测器组件暂存容器进行定位,气不能遮挡通道,所以上连框8的通道和中连框7的通道均要设置在上定位接口6之间。
实施例3:
如图5所示,在上述实施例的基础上,筒体3为内部中空且两端开口的壳体结构,为了实现将下连板9进行自由开闭,所以在壳体的内壁上设置有两组弹簧10,其对称设置在壳体的对称内壁上,下连板9也为两块,每块下连板9对应与一组弹簧10连接,同时在中连框7上设置有挡块5,在弹簧10处于自然状态时下连板9与挡块5接触,当暂存容器与高放存储容器连接就位的同时,暂存容器的下部结构会将下连板9形成的屏蔽门结构向下打开,确保高放探测器组件通过下连板屏蔽门结构从而顺利掉入高放存储容器内部,此时位于下连板底部的两组弹簧10为受压缩状态。当高放探测器组件掉落完毕,暂存容器吊走之后,下连板9底部的两组弹簧10回弹,使得下连板恢复至水平位置。为了防止下连板9回弹力过大,以及高放存储容器运输过程中高放探测器组件向外倒流滑出,下连板9向上回弹时,通过设置在其上端的中连板处的两个挡块5进行限位,保持下连板9最终处于水平状态而实现对筒体端口的封闭。
实施例4:
如图6至图8所示,在上述实施例的基础上,根据探测器组件绕卷缩容为环状,所以在底座4朝向筒体3的端面内凹形成环形凹槽一11,在环形凹槽一11的侧壁内凹形成环形凹槽二1,且环形凹槽一11和环形凹槽二1同轴且设置在同一底面上。底座4远离筒体3的端面内凹形成六个通孔12,也可以采用其它数量的通孔12,但是通孔12均与环形凹槽二1连通,同时通孔12的中心连接后形成环形结构,且该环形结构与环形凹槽二1同轴。底座4远离筒体3的端面设置有下定位接口13,通孔12设置在下定位接口13之间,下定位接口13是用于与高放容器存放架进行定位的结构。经相关分析,每个通孔12端面与环形凹槽二1交叉部分占到小孔面积1/10时,既能满足容器中的水具有良好的流通性,又能使得容器对高放射性具有相当的屏蔽功能。
本发明的原理是:高放存储容器最初放置在乏燃料水池的存放位置中,在第二个换料周期(即36个月换料时)前将其通过燃料组件运输通道从乏燃料水池运至换料水池,借用燃料组件吊装工具连接在顶座2的中连框7上,将其安装在高放存储容器存放架上,通过下定位接口13进行定位。待暂存容器与高放处置容器连接就位后,通过上连框8上的上定位接口6进行定位,暂存容器的下部结构同时会把下连板9形成的屏蔽门结构向下打开,然后位于暂存容器中的绕卷缩容后的高放探测器组件会通过下连板屏蔽门结构顺利掉入高放存储容器筒体3底部。高放存储容器的底座4通过通孔12、环形凹槽一11和环形凹槽二1组合形成迷宫式结构,兼顾了容器的流通性和具有一定的屏蔽功能,确保高放探测器组件能顺利地掉落至高放存储容器筒体3底部。暂存容器中一次可以存放4个绕卷缩容过的高放探测器组件,当4个高放探测器组件全部掉落至高放存储容器筒体3底部后,暂存容器随即吊走,下连板9底部的两组弹簧回弹,下连板9恢复至水平位置。暂存容器反复转运绕卷缩容后的高放探测器组件并将其落入高放存储容器中,待24个高放探测器组件全部进入到高放存储容器中存放满后,再借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件运输通道将其转运至乏燃料水池中进行长期存储。
本发明用于完好密闭地存储寿期末拆除并缩容后的高放射性探测器组件,并能借用燃料组件吊装工具,通过燃料组件运输通道,将其转运至乏燃料水池进行长期存放。高放储存容器顶座上的上连框用于与暂存容器的定位和连接,中连框是吊装和转运的接口,下连板及其屏蔽门结构能防止高放探测器组件倒出并具有一定的屏蔽功能,底座及其迷宫式结构兼顾了容器的流通性和具有一定的屏蔽功能,底座还是高放存储容器在高放容器存放架和乏燃料水池中存放的接口。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,包括依次连通且固定的顶座(2)、筒体(3)和底座(4),所述筒体(3)通过顶座(2)和底座(3)形成密封结构,顶座(2)的屏蔽门能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体(3)中后封闭筒体(3);所述顶座(2)由上连框(8)、中连框(7)和下连板(9)组成,中连框(7)设置在上连框(8)和下连板(9)之间并依次固定,并且筒体(3)与中连框(7)固定,下连板(9)设置在筒体(3)的开口端中能够被暂存容器打开而便于高放探测器组件放入筒体(3)中后封闭筒体(3),上连框(8)内部和中连框(7)内部形成高放探测器组件通过的通道。
2.根据权利要求1所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述上连框(8)远离中连框(7)的端面上设置有上定位接口(6),上连框(8)的通道和中连框(7)的通道均设置在上定位接口(6)之间。
3.根据权利要求1所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述中连框(7)的通道端面尺寸大于上连框(6)的通道端面尺寸。
4.根据权利要求1所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述筒体(3)为内部中空且两端开口的壳体结构,在壳体的内壁上设置有弹簧(10),且弹簧(10)分别与下连板(9)连接。
5.根据权利要求4所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述中连框(7)上设置有挡块(5),在弹簧(10)处于自然状态时下连板(9)与挡块(5)接触。
6.根据权利要求1所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述底座(4)朝向筒体(3)的端面内凹形成环形凹槽一(11),在环形凹槽一(11)的侧壁内凹形成环形凹槽二(1),且环形凹槽一(11)和环形凹槽二(1)同轴且设置在同一底面上。
7.根据权利要求6所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述底座(4)远离筒体(3)的端面内凹形成若干个通孔(12),且通孔(12)均与环形凹槽二(1)连通;通孔(12)的中心连接后形成环形结构,且该环形结构与环形凹槽二(1)同轴。
8.根据权利要求7所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述底座(4)远离筒体(3)的端面设置有下定位接口(13),通孔(12)设置在下定位接口(13)之间。
9.根据权利要求7所述的一种高放探测器组件的存储容器,其特征在于,所述通孔(12)与环形凹槽二(1)连通的部分为通孔(12)端面的十分之一。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108648845B (zh) * 2018-04-25 2024-04-30 三门核电有限公司 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法
CN111816334A (zh) * 2020-07-20 2020-10-23 中国核动力研究设计院 一种辐照监督管
CN111816339B (zh) * 2020-07-23 2022-02-18 中国核动力研究设计院 核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01305398A (ja) * 1988-06-03 1989-12-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質輸送用キャスク
JP2007024755A (ja) * 2005-07-20 2007-02-01 Hitachi Ltd キャスクおよびキャスクの取扱方法
CN201956081U (zh) * 2010-12-15 2011-08-31 中国核动力研究设计院 放射性物质屏蔽转运装置
CN104240783A (zh) * 2014-09-22 2014-12-24 上海阿波罗机械股份有限公司 一种高温气冷堆新燃料元件运输贮存容器
CN106024085A (zh) * 2016-06-14 2016-10-12 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料干式贮存用转运容器
CN205666075U (zh) * 2016-06-03 2016-10-26 广东中协和检测有限公司 一种核辐射探测器放射源容器

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01305398A (ja) * 1988-06-03 1989-12-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質輸送用キャスク
JP2007024755A (ja) * 2005-07-20 2007-02-01 Hitachi Ltd キャスクおよびキャスクの取扱方法
CN201956081U (zh) * 2010-12-15 2011-08-31 中国核动力研究设计院 放射性物质屏蔽转运装置
CN104240783A (zh) * 2014-09-22 2014-12-24 上海阿波罗机械股份有限公司 一种高温气冷堆新燃料元件运输贮存容器
CN205666075U (zh) * 2016-06-03 2016-10-26 广东中协和检测有限公司 一种核辐射探测器放射源容器
CN106024085A (zh) * 2016-06-14 2016-10-12 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料干式贮存用转运容器

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