CN108648842B - 一种核燃料后处理厂物料产品杯 - Google Patents

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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物料产品杯，用于存放核燃料后处理厂提取的放射性物料，包括位于外层的、能够通过外杯盖(2)密封的外杯体(1)和位于外杯体(1)内部的、能够通过内杯盖密封的内杯体(3)；内杯体(3)用于存放放射性物料；密封后的外杯体(1)、内杯体(3)并能够完全屏蔽内杯体(3)内的放射性物料产生的α粒子和β粒子等带电粒子，并能够传递放射性物料产生的热量。该产品杯可屏蔽放射性物料辐射出的多种放射性射线，降低轫致辐射光子对工作人员的辐照剂量，可以使产品杯表面接触剂量率降低15％‑40％，降低核燃料后处理厂运行成本。

Description

一种核燃料后处理厂物料产品杯
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物料产品杯。
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具有一定放射性的物料会盛放在产品杯或其他储存容器内，放到产品库贮存。
物料的源项核素组成比较复杂，它通常不仅包含U、Pu、Np、Am、Cm等锕系元素的同位素，还会掺杂其他的放射性核素，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(主要是轫致辐射光子-X射线和(n，γ)反应的次级光子等)。
物料产品杯(简称产品杯)除要保证其贮存功能、传热与机械性能外，还应具备一定的辐射屏蔽能力。经计算分析与实际测量可知，对物料产品杯工作人员的照射剂量基本是由中子和光子(主要包括γ射线、β粒子与物料及屏蔽体作用的轫致辐射光子和(n，γ)反应的次级光子)引起的。其中，中子对剂量贡献一般约为10％；光子约占90％，轫致辐射光子可能占到总光子份额的30％-80％。由此可知，轫致辐射光子是工作人员照射剂量主要贡献项。
β射线被放射源物质本身以及源周围的其他物质(屏蔽体)阻止时，β射线会与屏蔽体作用生成轫致辐射光子(X射线)。为便于定量分析，做如下假设：
源项的β活度为A，β粒子穿过R1的空气层后，被厚度为d1的第一屏蔽层屏蔽，所形成的轫致辐射被厚度为d2的屏蔽层屏蔽。对于点源距离为R的P点，考虑到由于空气吸收引起β射线强度减弱，则P点处的轫致辐射光子注量率φ为
Figure BDA0001605087640000021
F为β射线与第一屏蔽层作用产生的轫致辐射光子份额，μ为β射线在空气中的衰减系数(单位为cm-1)。对于原子序数为Z的屏蔽材料的轫致辐射光子份额可表示为：
F＝CEβmaxZ (2)
C为转换过程中的系数值。从公式(2)中可以看出轫致辐射光子份额与屏蔽材料的原子序数为Z成正比例关系。图1为β粒子与屏蔽体(产品杯)作用生成轫致辐射光子(X射线)的示意图。
目前，核燃料后处理厂的放射性物料产品杯一般为单层或多层不锈钢设计，典型不锈钢材料的物料产品杯可以完全屏蔽掉α粒子与β粒子，但不能较好地控制轫致辐射光子份额(不锈钢中主要核素Fe的原子序数较大，为26)。
随着认知的不断进步，从辐射屏蔽优化设计角度考虑，就要求核燃料后处理厂物料产品杯不仅能具备一定屏蔽作用，还应能够同时尽可能多地屏蔽多种放射性射线，控制对人员的电离辐射，进一步优化和降低对工作人员的照射剂量。
发明内容
本发明的目的在于核燃料后处理厂物料产品杯辐射屏蔽优化设计，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物料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(特别是受到轫致辐射光子照射的问题)，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。
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物料产品杯，用于存放核燃料后处理厂提取的放射性物料，包括位于外层的、能够通过外杯盖密封的外杯体和位于所述外杯体内部的、能够通过内杯盖密封的内杯体；所述内杯体用于存放所述放射性物料；密封后的所述外杯体、内杯体能够屏蔽所述内杯体内的所述放射性物料产生的α粒子和β粒子等带电粒子，并能够传递所述放射性物料产生的热量。
进一步，所述密封后的内杯体与所述放射性物料产生的轫致辐射光子强度被降低50％，产品杯表面接触剂量率能够被降低15％-40％。
进一步，所述外杯体、外杯盖为304不锈钢材质。
更进一步，所述外杯体、外杯盖的厚度不小于5mm。
进一步，所述内杯体、内杯盖采用铝合金材质。
更进一步，所述内杯体、内杯盖的厚度不小于3mm。
进一步，在所述内杯体、外杯体之间存在缝隙，在所述内杯盖、外杯盖之间存在缝隙，所述缝隙内部能够填充中子或光子屏蔽材料。
更进一步，所述中子屏蔽材料包括碳化硼、硼砂，所述光子屏蔽材料包括铅砂、铁砂。
进一步，所述缝隙的间隙为5个毫米。
本发明的有益效果在于：
1.该设计方案不影响其贮存功能、传热、机械性能，内外双层杯体结构的密封性好，并可明显提高产品杯的辐射屏蔽能力，可屏蔽物料辐射出的多种放射性射线。
2.内外双层杯体结构的产品杯可以完全屏蔽掉α粒子与β粒子。
3.新型内外双层杯体结构的物料产品杯内杯选用轻核材料(Al)，能够大幅降低轫致辐射光子份额，从而有效降低光子对工作人员辐照剂量的贡献，有效降低了放射性物料对工作人员的照射剂量，达到人员受照剂量合理可行尽量低的辐射屏蔽优化设计目标。根据背景技术部分的公式(2)可知轫致辐射光子份额与屏蔽材料的原子序数为Z成正比例关系，根据公式(2)的推导，放射源辐射出的β粒子与内杯体和内杯盖的铝合金材料中主要核素Al作用而生成轫致辐射光子份额仅为与外杯体和外杯盖的不锈钢材料主要核素Fe作用而生成轫致辐射光子份额的一半，也就是说发明的产品杯使轫致辐射光子强度降为现有产品杯的轫致辐射光子强度的50％，从而使工作人员的照射剂量降低约25％-70％。
4.产品杯的内杯体和内杯盖采用的轻核材料(铝合金、Al)的中子反应截面较外杯体和外杯盖的重核材料(不锈钢、Fe)大，能够加强对中子的屏蔽效果，进一步降低轫致辐射光子对工作人员的辐照剂量。
5.内杯体与外杯体以及内杯盖与外杯盖间填充的中子或光子屏蔽材料(中子屏蔽材料如碳化硼、硼砂等，光子屏蔽材料如铅砂、铁砂等)可进一步减低产品杯表面接触剂量率(一般可降低5％-10％)。
6.产品杯降低了工作人员的照射剂量，从而降低核燃料后处理厂运行(物料产品杯相关操作)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β粒子与屏蔽体(产品杯)作用生成轫致辐射光子(X射线)的示意图；
图2是本发明具体实施方式中所述的核燃料后处理厂物料产品杯的示意图；
图中：1-外杯体，2-外杯盖，3-内杯体。
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。
如图2所示，本发明提供的一种核燃料后处理厂物料产品杯(简称产品杯)，用于存放核燃料后处理厂提取的放射性物料，经过初步的辐射屏蔽计算分析及参考目前典型的物料产品杯设计，本发明所提供的产品杯采用内外双层杯体结构设计，由外杯体1、外杯盖2、内杯体3、内杯盖(附图中未标出)等部件组成。
其中，外杯体1为产品杯的外层，外杯体1顶端开口能够通过外杯盖2密封。内杯体3位于外杯体1内部，内杯体3的顶端开口能够通过内杯盖密封；内杯体3用于存放放射性物料。密封后的外杯体1、内杯体3并能够完全屏蔽内杯体3内的放射性物料产生的α粒子和β粒子等带电粒子，并能够传递放射性物料产生的热量；密封后的内杯体3与放射性物料产生的轫致辐射光子强度能够被降低50％，产品杯表面接触剂量率降低15％-40％(并满足国家标准剂量限值相关要求。)。
外杯体1、外杯盖2为304不锈钢材质，主要核素Fe原子序数26。
外杯体1、外杯盖2的厚度不小于5mm。
内杯体3、内杯盖采用铝合金材质，主要核素Al原子序数13。
内杯体3、内杯盖的厚度不小于3mm。
内杯体3与外杯体1存在缝隙，内杯体3的内杯盖与外杯盖2也存在缝隙，缝隙内部可以填充中子或光子屏蔽材料，主要是：中子屏蔽材料如碳化硼、硼砂等，光子屏蔽材料如铅砂、铁砂等。
缝隙的间隙为5个毫米。
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 (2)

1.一种核燃料后处理厂物料产品杯，用于存放核燃料后处理厂提取的放射性物料，其特征是：包括位于外层的、能够通过外杯盖（2）密封的外杯体（1）和位于所述外杯体（1）内部的、能够通过内杯盖密封的内杯体（3）；所述内杯体（3）用于存放所述放射性物料；密封后的所述外杯体（1）、内杯体（3）能够屏蔽所述内杯体（3）内的所述放射性物料产生的α粒子和β粒子带电粒子，并能够传递所述放射性物料产生的热量；
所述密封后的内杯体（3）与所述放射性物料产生的轫致辐射光子强度被降低50%，产品杯表面接触剂量率能够被降低15%-40%；
所述外杯体（1）、外杯盖（2）为304不锈钢材质；
所述内杯体（3）、内杯盖采用铝合金材质；
所述外杯体（1）、外杯盖（2）的厚度不小于5mm；
所述内杯体（3）、内杯盖的厚度不小于3mm；
在所述内杯体（3）、外杯体（1）之间存在缝隙，在所述内杯盖、外杯盖（2）之间存在缝隙，所述缝隙内部能够填充中子或光子屏蔽材料；
所述缝隙的间隙为5个毫米。
2.如权利要求1所述核燃料后处理厂物料产品杯，其特征是：所述中子屏蔽材料包括碳化硼、硼砂，所述光子屏蔽材料包括铅砂、铁砂。
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