CN108417284A - 一种核燃料后处理厂钚产品转运装置 - Google Patents

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李卓然
陈宗欢
田英男
王炳衡
王晓霞
米爱军
高桂玲
毛亚蔚
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    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/12—Laminated shielding materials
    • G21F1/125—Laminated shielding materials comprising metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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Abstract

本发明属于核燃料后处理厂放射性物料辐射屏蔽设计技术领域，具体涉及一种核燃料后处理厂钚产品转运装置，用于密闭盛放装有钚产品的钚产品杯，屏蔽层包括由里至外依次设置的第一不锈钢屏蔽层、中子屏蔽层、第二不锈钢屏蔽层组成；第一不锈钢屏蔽层用于屏蔽钚产品杯所发射的α粒子以及部分β射线、γ射线；中子屏蔽层用于屏蔽钚产品杯所发射的中子；第二不锈钢屏蔽层用于屏蔽γ射线，以及轫致辐射光子和经过中子屏蔽层后产生的次级光子。该装置可以大幅度降低中子射线以及γ射线，极大程度降低了钚产品杯转运时的中子及光子辐照风险，同时可以完全屏蔽掉α粒子与β射线并兼顾了装置的稳定性。

Description

一种核燃料后处理厂钚产品转运装置
技术领域
本发明属于核燃料后处理厂放射性物料辐射屏蔽设计技术领域，具体涉及一种核燃料后处理厂钚产品转运装置。
背景技术
核电厂使用后卸载的乏燃料经过一段时间的贮存会运输到核燃料后处理厂进行处理，提取出可再用于生产的燃料。乏燃料后处理一般要经化过剪切、溶解、净化、提纯和收集等工序，最后提取和生产出来的钚产品会盛放在产品杯内，放到产品库贮存。由于钚产品具有一定的放射性，需要在入库及出库的过程中，使用具有屏蔽性能的转运装置，对其进行运输。当转运装置在转运过程中，出现事故情况，还需要工作人员接近操作。故转运装置的屏蔽设计应给予充分的重视，以保护职业人员的辐射安全。
钚产品的放射性源项组成包含有Pu的同位素，以及其他裂变核素如90Sr、90Y、106Ru、106Rh、137Cs、137Bam、58Co、60Co、54Mn和59Fe等。这些放射性核素辐射出的射线有α粒子、β射线、γ射线和中子，以及这些粒子与屏蔽体作用产生的次级粒子，次级粒子主要是轫致辐射光子(X射线)和(n，γ)反应的次级光子等。
图1展示了钚产品转运装置设计中应该考虑的粒子类型。
由于各种射线与物质相互作用的差别，应谨慎选取屏蔽材料，避免经济上的浪费及屏蔽效果上的适得其反。材料对于不同类型的射线，屏蔽能力主要和该材料所含元素的原子序数Z有关，具体的材料选择原则如下表所示：
表1屏蔽材料选择的一般原则
除了材料的选择，置放顺序也应进行充分考虑。如考虑对β射线的屏蔽时，应先采用低Z材料屏蔽，依情况适度增加高Z材料屏蔽韧致辐射。若顺序相反，则有可能引起较强的韧致辐射，即一个新的X射线辐射源，增加不必要的屏蔽厚度，影响屏蔽体的经济性。
目前核燃料后处理厂中的钚产品转运装置采用不锈钢的设计，对于α粒子、β射线、γ射线均有较好的屏蔽效果，但由于不锈钢内缺乏含氢的低Z材料，无法有效地屏蔽中子，故存在一定的辐射安全风险。
因此，有必要对钚产品转运装置重新进行辐射屏蔽设计，通过材料的选取与对应厚度计算，完善钚产品转运装置的辐射屏蔽设计。
发明内容
本发明的目的在于核燃料后处理厂钚产品转运装置的屏蔽优化设计，提出一种能够有效降低工作人员照射剂量的屏蔽设计方案，解决目前设计中存在的在钚产品杯操作及运输时屏蔽效果不足而导致人员受照剂量过多的问题，保证工作人员在周围区域工作时受照剂量合理可行尽量低，并应用于核燃料后处理厂钚产品转运装置中。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种核燃料后处理厂钚产品转运装置，用于密闭盛放装有钚产品的钚产品杯，其中，屏蔽层包括由里至外依次设置的第一不锈钢屏蔽层、中子屏蔽层、第二不锈钢屏蔽层组成；所述第一不锈钢屏蔽层用于屏蔽所述钚产品杯所发射的α粒子以及部分β射线、γ射线；所述中子屏蔽层用于屏蔽所述钚产品杯所发射的中子；第二不锈钢屏蔽层用于屏蔽γ射线，以及轫致辐射光子和经过所述中子屏蔽层后产生的次级光子。
进一步，所述中子屏蔽层的材质为含硼聚乙烯材料。
更进一步，所述中子屏蔽层的材质至少包括铅硼聚乙烯材料。
进一步，所述中子屏蔽层的厚度通常不少于12cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
进一步，所述第一不锈钢屏蔽层的厚度为通常不少于0.5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
进一步，所述第二不锈钢屏蔽层的厚度为通常不少于5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
本发明的有益效果在于，基本不影响其他性能的情况下，可屏蔽多种放射性射线，大幅提升辐射屏蔽能力，具体如下：
1.中层材料(中子屏蔽层)选用了含硼聚乙烯材料，可以大幅度降低中子射线，极大程度降低了钚产品杯转运时的中子辐照风险；
2.不仅考虑了原产品杯产生的γ射线，同时考虑了β射线产生的轫致辐射光子(X射线)和经过第二层材料(中子屏蔽层)后，产生的(n，γ)反应的次级光子，降低了钚产品杯转运时γ辐照风险；
3.可以完全屏蔽掉α粒子与β射线；
4.采用了三层的结构形式，在考虑降低射线照射风险的同时，兼顾了装置的稳定性；
5.通过提高对钚产品杯辐射的屏蔽性能，降低了工作人员所受的职业照射剂量，有效控制了钚产品杯转运操作的经济成本。(国际经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)第6975号文件(NEA No.6975)明确指出了职业辐射防护(职业照射评价)与核设施运行的经济成本的重要关系。)
附图说明
图1是本发明背景技术中所述的钚产品转运装置屏蔽设计中需要考虑的射线种类的关系图；
图2是本发明具体实施方式中所述的一种核燃料后处理厂钚产品转运装置的示意图；
图中：1-第一不锈钢屏蔽层，2-中子屏蔽层，3-第二不锈钢屏蔽层，4-钚产品杯。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
结合表1中的材料选择，需要选取含氢低Z+高Z的组合形式，来屏蔽α粒子、β射线、γ射线和中子，且考虑到装置结构的稳定性，采取了三层结构的形式。
经过初步的辐射屏蔽计算分析及参考目前典型的钚产品杯设计，本转运装置采用的三层屏蔽结构设计，如图2所示，本发明所提供的一种核燃料后处理厂钚产品转运装置的屏蔽层由设在最里侧的第一不锈钢屏蔽层1和最外侧的第二不锈钢屏蔽层3以及位于第一不锈钢屏蔽层1、第二不锈钢屏蔽层3之间的中子屏蔽层2组成，该核燃料后处理厂钚产品转运装置用于密闭盛放装有钚产品的钚产品杯4，以便对钚产品杯4进行转运操作。
第一不锈钢屏蔽层1(最内层)的材料选用不锈钢(主要核素Fe原子序数26)，主要用以屏蔽钚产品杯4所发射的α粒子、β射线及少量γ射线；
中子屏蔽层2(中间层)的材料采用含硼聚乙烯材料(H原子序数1，B原子序数4，C原子序数6)，主要用以高效地屏蔽钚产品杯4所发射的中子；
第二不锈钢屏蔽层3(最外层)的材料选用不锈钢(主要核素Fe原子序数26)，主要用以高效地屏蔽γ射线，以及轫致辐射光子(X射线)和经过第二层材料后(中子屏蔽层2)产生的(n，γ)反应的次级光子。
中子屏蔽层2的材质至少包括铅硼聚乙烯材料。
中子屏蔽层2的厚度为通常不少于12cm，可根据源项情况进行适当调整，最终钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
第一不锈钢屏蔽层1的厚度为通常不少于0.5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
第二不锈钢屏蔽层3的厚度为通常不少于5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
本发明的技术方案基本不影响其贮存功能、传热、机械性能与密封性，并可明显提高对钚产品杯的辐射屏蔽能力。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (6)

1.一种核燃料后处理厂钚产品转运装置，用于密闭盛放装有钚产品的钚产品杯(4)，其特征是：屏蔽层包括由里至外依次设置的第一不锈钢屏蔽层(1)、中子屏蔽层(2)、第二不锈钢屏蔽层(3)；所述第一不锈钢屏蔽层(1)主要用于屏蔽所述钚产品杯(4)所发射的α粒子、β射线以及少量γ射线；所述中子屏蔽层(2)主要用于屏蔽所述钚产品杯(4)所发射的中子；第二不锈钢屏蔽层(3)主要用于屏蔽γ射线，以及轫致辐射光子和经过所述中子屏蔽层(2)后产生的次级光子。
2.如权利要求1所述的核燃料后处理厂钚产品转运装置，其特征是：所述中子屏蔽层(2)的材质为含硼聚乙烯材料。
3.如权利要求2所述的核燃料后处理厂钚产品转运装置，其特征是：所述中子屏蔽层(2)的材质至少包括铅硼聚乙烯材料。
4.如权利要求2所述的核燃料后处理厂钚产品转运装置，其特征是：所述中子屏蔽层(2)的厚度通常不少于12cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
5.如权利要求1所述的核燃料后处理厂钚产品转运装置，其特征是：所述第一不锈钢屏蔽层(1)的厚度通常不少于0.5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
6.如权利要求1所述的核燃料后处理厂钚产品转运装置，其特征是：所述第二不锈钢屏蔽层(3)的厚度为通常不少于5cm，可根据源项情况进行适当调整，最终所述钚产品杯外表面剂量率水平控制在2mSv/h以下。
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