CN108962414B - 一种钚溶液贮罐 - Google Patents

一种钚溶液贮罐 Download PDF

Info

Publication number
CN108962414B
CN108962414B CN201810621772.5A CN201810621772A CN108962414B CN 108962414 B CN108962414 B CN 108962414B CN 201810621772 A CN201810621772 A CN 201810621772A CN 108962414 B CN108962414 B CN 108962414B
Authority
CN
China
Prior art keywords
solution
partition plate
storage tank
plutonium
solution storage
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201810621772.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN108962414A (zh
Inventor
邵增
霍小东
易璇
杨海峰
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201810621772.5A priority Critical patent/CN108962414B/zh
Publication of CN108962414A publication Critical patent/CN108962414A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108962414B publication Critical patent/CN108962414B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/002Containers for fluid radioactive wastes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Farming Of Fish And Shellfish (AREA)

Abstract

本发明涉及一种钚溶液贮罐,包括容器壁和设置在所述容器壁围成的内腔中的分隔板;所述分隔板将所述内腔分隔为层状的溶液贮存区域;所述分隔板上设置有间隙以使得所述分隔板两侧的溶液贮存区域中的溶液能够横向流动;所述横向指垂直于分隔板的方向。本发明通过结构材料制作成分层结构方式,就能有效降低的系统反应性,实现临界安全控制的目的,而且所形成的贮槽横截面积中溶液占比要远高于之前同等控制水平的环形槽形式,能够有效节省贮罐占用体积。

Description

一种钚溶液贮罐
技术领域
本发明属于核电厂废物处理技术领域,具体涉及一种钚溶液贮罐。
背景技术
乏燃料后处理是闭合核燃料循环的重要阶段,工艺过程主要包括首端处理、化学分离和铀尾端、钚净化、钚尾端等。其中钚净化和钚尾端是对化学分离后的钚溶液进一步纯化后,进行沉淀、过滤、焙烧,最终形成二氧化钚产品。
钚溶液贮罐是钚净化和钚尾端工艺流程中的一个关键工艺设备,在钚溶液的贮存、调料、转运过程中都有应用。由于钚溶液的浓度高,反应性大,直接采用圆柱形的贮罐,能满足临界安全要求的圆柱直径很小。因此原来的设计一般采用环形槽的形式,即中间布置含硼混凝土,与外面的容器壁形成环形区域,用于钚溶液的贮存。若按照110gPu/L的浓度设计,满足临界安全要求的环形槽外径约为2600mm,环隙厚度约为100mm。因此环形槽的钚溶液贮罐形式空间利用效率很低,横截面上溶液占比不足15%,占用设备间体积过大,且内部填充的含硼混凝土为中子毒物材料,其有效性在整个运行寿期内的有效性验证也是一大难题。
为解决上述问题,后处理厂的设计者一直在寻找更为有效的钚溶液贮罐形式,如将环形槽内的含硼混凝土圆柱分散成若干管束,形成管束槽,或采用中子毒物材料,并配合使用中子慢化材料,增强中子毒物的中子吸收效果。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明的目的是提供一种钚溶液贮罐,有效提高钚溶液贮存量。
本发明的技术方案如下:
一种钚溶液贮罐,包括容器壁和设置在所述容器壁围成的内腔中的分隔板;所述分隔板将所述内腔分隔为层状的溶液贮存区域;所述分隔板上设置有间隙以使得所述分隔板两侧的溶液贮存区域中的溶液能够横向流动。
进一步地,上述的钚溶液贮罐,所述分隔板为钛合金、锆合金、铝合金、铜合金或不锈钢。
进一步地,上述的钚溶液贮罐,所述分隔板为圆筒状、螺旋状或矩形。
进一步地,上述的钚溶液贮罐,所述分隔板上的开孔有两个,其连线通过贮罐中心。
进一步地,上述的钚溶液贮罐,不同层的分隔板的开孔为错位排布。
进一步地,上述的钚溶液贮罐,不同层的分隔板的开孔排布成直线。
本发明的有益效果如下:
本发明通过结构材料制作成分层结构方式,能有效降低的系统反应性,而且所形成的贮槽横截面积中溶液占比要远高于之前同等控制水平的环形槽形式,能够有效节省贮罐占用体积。同时,本发明提供的贮罐,还可以减少中子毒物使用,选择钛合金、锆合金、铝合金、铜合金或不锈钢即可,大大提高经济性和制造的简易性。
附图说明
图1为本发明一个实施例的钚溶液贮罐的结构示意图。
图2为图1所示实施例的剖面结构示意图。
图3为本发明另一实施例的钚溶液贮罐的结构示意图。
图4为本发明第三实施例的钚溶液贮罐的结构示意图。
图5为采用钛合金作为分隔板时,分隔板间距与每层溶液最大容许厚度和溶液面在总横截面的占比关系图。
图6为采用钛合金作为分隔板时,分隔板间距与每层溶液最大容许厚度和溶液面在总横截面的占比关系图。
上述附图中,1、分隔板;2、溶液贮存区域;3、间隙;4、容器壁。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
实施例1
如图1和图2所示,本发明提供了一种钚溶液贮罐,包括容器壁4和设置在所述容器壁4围成的内腔中的分隔板1;所述分隔板1将所述内腔分隔为层状的溶液贮存区域2;所述分隔板1上设置有间隙3以使得所述分隔板1两侧的溶液贮存区域2中的溶液能够横向流动;所述横向指垂直于分隔板1的方向。本实施例中,所述分隔板1为钛合金。
本发明中,分层设计结构不限制分隔板的具体形状,如圆筒形、螺旋形、矩形等。在本实施例中,容器壁4采用的为圆筒状,分隔板1在内腔内采用的是圆筒状,直径方向上留有间隙3,以容许溶液横向流动,便于溶液出入。分层设计的分隔板通过对溶液的分隔作用达到控制临界安全的目的。
实际应用中,分隔板的分层设计结构均可根据需要布置不同的层数。分隔板的材料可选择具有一定硬度、耐腐蚀的材料即可,用于保证几何结构,除钛合金外,还可以选择锆合金、铝合金、铜合金或不锈钢等,均为工业常用材料。
本发明采用蒙特卡罗方法的临界安全计算程序,分析了不同材料、不同间距以及不同分隔板厚度对临界安全控制效果的影响,本发明的钚溶液贮罐可以在不使用中子毒物的情况下,对大体积的易裂变材料溶液进行逐层分隔,通过设置分层结构,有效减弱相邻溶液层的相互作用,起到保证临界安全的作用。而且所形成的贮槽横截面积中溶液占比要远高于之前同等控制水平的环形槽形式,能够有效节省贮罐占用体积。
以110g/L浓度的钚溶液贮罐设计为例,满足临界安全限值要求的不使用中子毒物的溶液贮罐,结构材料钛合金层厚度27mm,溶液层厚度23mm,直径方向形成宽20mm的横向流动带,横截面中溶液占比达到45%。使用不锈钢作为分隔板材料,同样分隔板中心距下,横截面上溶液占比也能达到35%。
图5给出了钛合金分隔板不同间距下能够满足临界安全要求的每层溶液最大容许厚度及溶液面积在总横截面积中的占比,从图中可以看出,分隔板间距越小,溶液面积在总横截面积中的占比越大,最大可达50%以上;图6给出了不锈钢分隔板不同间距下能够满足临界安全要求的每层溶液最大容许厚度及溶液面积在总横截面积中的占比,从图中可以看出,分隔板间距越小,溶液面积在总横截面积中的占比越大,最大可达40%以上。实际工程应用中可根据工艺需要选择材料并进行适当选取间距及对应的每层溶液最大容许厚度参数。
若使用含中子毒物的分隔板材料如硼钢等,本发明的钚溶液贮罐所形成的贮槽横截面积中溶液占比还会更高。如使用含硼量1.75%的硼钢作为分隔板材料,同样分隔板中心距下,横截面上溶液占比能达到73%。
本具体实施方式中,不影响溶液贮存目的情况下,不同层的分隔板的开孔为错位排布或排布成直线。
实施例2
如图3所示,本实施例的基本结构大致与实施例1相同,不同之处在于本实施例2的分隔板为螺旋形以容许溶液螺旋流动,当然,为加强溶液的横向流动能力,本实施例也可以螺旋形的分隔板上设置间隙。
实施例3
如图4所示,本实施例的基本机构大致与实施例1相同,不同之处在于本实施例3的容器壁为矩形,其内腔中的多个分隔板按层状排列也组成矩形。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (4)

1.一种钚溶液贮罐,其特征在于:包括容器壁和设置在所述容器壁围成的内腔中的分隔板;所述分隔板将所述内腔分隔为层状的溶液贮存区域;所述分隔板上设有开孔以使得所述分隔板两侧的溶液贮存区域中的溶液连通;
临界安全要求的每层溶液最大容许厚度与分隔板间距成正相关,分隔板间距等于每层溶液最大容许厚度加分隔板厚度;
不同层的分隔板的开孔为错位排布或排布成直线。
2.如权利要求1所述的钚溶液贮罐,其特征在于:所述分隔板为钛合金、锆合金、铝合金、铜合金或不锈钢。
3.如权利要求1所述的钚溶液贮罐,其特征在于:所述分隔板为圆筒状、螺旋状或矩形。
4.如权利要求1-3任一所述的钚溶液贮罐,其特征在于:所述分隔板上的开孔有两个,其连线通过贮罐中心。
CN201810621772.5A 2018-06-15 2018-06-15 一种钚溶液贮罐 Active CN108962414B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810621772.5A CN108962414B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种钚溶液贮罐

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810621772.5A CN108962414B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种钚溶液贮罐

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108962414A CN108962414A (zh) 2018-12-07
CN108962414B true CN108962414B (zh) 2021-09-17

Family

ID=64488981

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810621772.5A Active CN108962414B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种钚溶液贮罐

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108962414B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112599273B (zh) * 2020-10-27 2023-03-07 中国原子能科学研究院 一种用于储存钚溶液样品的容器

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4343416A (en) * 1977-10-25 1982-08-10 General Electric Company Container for nuclear fuel powders
JPS5950393A (ja) * 1982-08-26 1984-03-23 ヌケム・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング 核分裂性物質溶液を臨界安全に貯蔵するための容器
US4476394A (en) * 1980-03-29 1984-10-09 Transnuklear Gmbh Insertion canister for radioactive material transportation and/or storage containers
US4914306A (en) * 1988-08-11 1990-04-03 Dufrane Kenneth H Versatile composite radiation shield
CN104700914A (zh) * 2013-12-10 2015-06-10 核货运和服务有限责任公司 容器

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100084403A1 (en) * 2008-10-03 2010-04-08 Darold Popish Storage container

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4343416A (en) * 1977-10-25 1982-08-10 General Electric Company Container for nuclear fuel powders
US4476394A (en) * 1980-03-29 1984-10-09 Transnuklear Gmbh Insertion canister for radioactive material transportation and/or storage containers
JPS5950393A (ja) * 1982-08-26 1984-03-23 ヌケム・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング 核分裂性物質溶液を臨界安全に貯蔵するための容器
US4914306A (en) * 1988-08-11 1990-04-03 Dufrane Kenneth H Versatile composite radiation shield
CN104700914A (zh) * 2013-12-10 2015-06-10 核货运和服务有限责任公司 容器

Also Published As

Publication number Publication date
CN108962414A (zh) 2018-12-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN203773964U (zh) 一种用于核电站废物处理系统的综合废液处理系统
CN108962414B (zh) 一种钚溶液贮罐
CN102161542B (zh) 一种核电站凝结水精处理的方法及装置
CN103255466A (zh) 一种镀铬薄钢板的含铬废水在线回收再利用装置及方法
CN103638803A (zh) 稀土废气处理系统
JP2008232773A (ja) 原子力発電所における放射性物質含有水の処理装置
CN105470579A (zh) 一种用于锂电池材料除磁性异物的装置及方法
CN110739093B (zh) 一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法
CN207381106U (zh) 一种含氚水的去氚化处理装置
CN114239226A (zh) 一种简化管道设备室整体临界安全分析方法
CN106430848B (zh) 一种工业污水处理方法
CN208045113U (zh) 放射废液处理系统
CN211016565U (zh) 一种一体化放射性废液分离池
CN211507146U (zh) 采用吸附材料进行核电站放射性废液处理的系统
CN204066758U (zh) 一种处理乏燃料元件的溶解装置
CN112992396B (zh) 一种煅烧制备核纯级铀氧化物过程中尾气利用装置
CN104143362A (zh) 满足临界安全要求的双层乏燃料贮存系统
CN203950562U (zh) 一种处理放射性废液的蒸发装置
CN110491540B (zh) 一种放射性废物的处理方法
CN203839061U (zh) 一种用于核电站废液处理系统的反渗透硼浓缩装置
CN110729063A (zh) 一种核燃料后处理中混合澄清槽的临界安全控制方法
JP6415095B2 (ja) 除染廃液の処理システム及びその処理方法
Son et al. Development of Chemical and Biological Decontamination Technology for Radioactive Liquid Wastes and Feasibility Study for Application to Liquid Waste Management System in APR1400
CN219058624U (zh) 一体化含铬废水处理与铬资源回收系统
CN118155892A (zh) 一种临界安全贮槽以及核工业厂

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant