CN110867267B - 一种乏燃料储运容器 - Google Patents

一种乏燃料储运容器 Download PDF

Info

Publication number
CN110867267B
CN110867267B CN201911077246.8A CN201911077246A CN110867267B CN 110867267 B CN110867267 B CN 110867267B CN 201911077246 A CN201911077246 A CN 201911077246A CN 110867267 B CN110867267 B CN 110867267B
Authority
CN
China
Prior art keywords
cylinder
forging
spent fuel
heat dissipation
cover
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
CN201911077246.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110867267A (zh
Inventor
岳仁亮
周宏宇
郑继龙
宋平
冯丽华
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.)
Jiangsu Cashh Nuclear Environment Protection Co ltd
Original Assignee
Jiangsu Cashh Nuclear Environment Protection 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 Jiangsu Cashh Nuclear Environment Protection Co ltd filed Critical Jiangsu Cashh Nuclear Environment Protection Co ltd
Priority to CN201911077246.8A priority Critical patent/CN110867267B/zh
Publication of CN110867267A publication Critical patent/CN110867267A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110867267B publication Critical patent/CN110867267B/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
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • 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
    • G21F5/08Shock-absorbers, e.g. impact buffers for containers
    • 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
    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
    • 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
    • G21F5/12Closures for containers; Sealing arrangements

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Packages (AREA)

Abstract

本发明涉及核废料的处理技术领域,具体涉及一种乏燃料储运容器,容器主体;缓冲装置,设置于所述容器主体两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量。本发明缓冲装置安装在容器两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量,缓冲装置主要缓冲材料是杉木和轻木,外部包覆不锈钢板,木材在压力作用下可变形,起到缓冲的作用,减小容器主体正常运输和事故工况下的震动,保证了容器主体的密闭性,有效降低放射性物质在发生碰撞时泄漏的可能性。

Description

一种乏燃料储运容器
技术领域
本发明涉及核废料的处理技术领域,具体涉及一种乏燃料储运容器。
背景技术
乏燃料又称辐照核燃料,是经受过辐射照射、使用过的核燃料,通常是由核电站的核反应堆产生。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应,经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。这种燃料的铀含量降低,无法继续维持核反应,所以叫乏燃料。乏核燃料中包含有大量的放射性元素,因此具有放射性,如果不加以妥善处理,会严重影响环境与接触它们的人的健康。
我国在运营核电项目机组的逐步增加,乏燃料的贮存与处理已经成为日益受关注的事项,其市场商业总量随着也逐步增加。根据国防科工局统计,预计到2020年我国核电厂累计产生的乏燃料将达9000tHM,每年产生量约1300tHM;2030年将达19500tHM,每年产生量约2000tHM;我国乏燃料的产生量呈快速增长态势,核厂的乏燃料水池通常只能满足反应堆正常运行10~20年卸出的乏燃料贮存需求,之后需要将乏燃料外运。随着越来越多的机组投运和各机组乏燃料贮存量增加,乏燃料的外运量将大幅增加。乏燃料的后端物流对核工业整体运营的安全、高效和经济性起了非常重要的作用,而乏燃料运输容器作为后端物流系统中的关键设备,很大程度地影响整个物流系统的性能。因此必须解决乏燃料的问题,否则会严重影响到核电厂的正常运行。
乏燃料暂存分为在堆暂存和离堆暂存。刚卸出的乏燃料需在堆暂存后若干年后才可运往容量较大的离堆暂存设施中。乏燃料暂存设施的设计方案有“干法”和“湿法”两种。
干法储存乏燃料在美国、加拿大、德国、韩国和俄罗斯等国得到越来越普遍的使用,采用该方法可将乏燃料临时储存上百年或更长时间。美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。到2019年,世界上已经有芬兰、瑞典、加拿大、法国、德国、日本、韩国、英国、美国、俄罗斯、中国等十多个国家拥有乏燃料干法储存设施。各国核安全局和国际原子能机构都已制定了相关的法规和标准,该项技术正在世界范围内逐步推广。福岛事故发生后,对水池中储存乏燃料的安全问题给予了特别关注,乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约的缔约方确认了进一步讨论该问题和可能的乏燃料干法储存的重要性。尽管各种乏燃料干式贮存设备各有特点,但都是在确保乏燃料的安全操作、临界安全、余热导出、防止放射性物质外逸以及避免操作人员接受超过规定的剂量的前提下实现乏燃料从核电站内贮存水池转运到中间贮存系统中,并在后期运输至后处理厂进行核循环使用。而现有的屏蔽运输容器存在正常运输和事故工况下安全以及可靠性不足的问题。
发明内容
针对现有现有技术的不足,本发明提供了一种乏燃料储运容器,包括,
容器主体;
缓冲装置,设置于所述容器主体两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量。
作为优选,所述缓冲装置,包括基体和外覆层,所述外敷层包裹设置在所述基体外侧,所述基体包括上凹体和下凸体,所述上凹体下端面设置有第一圆形凹槽,所述下凸体上表面设置有与所述第一圆形凹槽相配合的凸块,所述上凹体和下凸体通过第一圆形凹槽和凸块卡接连接,所述下凸体下表面设置有第二圆形凹槽,用于与容器主体相连接,所述上凹体和下凸体均为柱形结构且外径相同。
作为优选,所述上凹体为轻木材质,所述下凸体为杉木材质,所述上凹体和下凸体之间还涂有胶层,所述外覆层为不锈钢材质。
作为优选,所述容器主体包括,
筒体,包括由内而外依次设置的内筒、中筒、外筒,
顶部锻件,为环形结构,所述顶部锻件的底端与所述内筒、中筒和外筒的顶边相连接,
底部外锻件,为环形结构,所述底部外锻件的顶端与所述内筒、中筒和外筒的底边相连接,
底部内锻件,固定密封设置于所述底部外锻件内侧,
所述内筒与中筒之间形成第一腔体,所述中筒和外筒之间形成第二腔体,所述第一腔体内灌注金属铅,所述第二腔体内灌注含硼树脂;
上密封组件,设置于所述筒体上端;
下密封组件,设置于所述筒体下端。
作为优选,所述顶部锻件的顶端由外而内,斜向下设置有第一台阶面和第二台阶面;
所述底部外锻件的底端内侧设置有第三台阶面;
所述上密封组件,包括,
上部外盖,可拆卸扣置于所述顶部锻件的顶端,
上部中盖,可拆卸扣置于所述第一台阶面上,
上部内盖,可拆卸扣置于所述第二台阶面上,
上部外盖密封圈,套设于所述顶部锻件外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触;
所述下密封组件,包括,
底盖,可拆卸扣置于所述第三台阶面上,
下部底盖密封圈,套设于所述底部外锻件外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触。
作为优选,所述上部内盖与所述上部中盖之间,所述底盖与底部内锻件之间均设置有中子屏蔽层。
作为优选,所述内筒与中筒之间,所述外筒与所述中筒之间均焊接设置有定位筋板。
作为优选,所述外筒外侧中部设置有运输连接件,所述运输连接件的上下两侧的均设置有散热装置。
作为优选,所述散热装置包括,若干竖直排列的散热片组成的散热模块,若干所述散热模块以所述筒体轴线为中心,阵列排布,相邻的所述散热模块之间留有第一风道,所述散热片包括,安装板,所述安装板通过螺栓与所述外筒外侧壁相连接,所述安装板外表面设有若干垂直于安装板且均匀间隔设置的翅片,相邻的两块所述翅片之间形成第二风道,所述翅片分为凸区和凹区,形成高度差,凹区部分形成第三风道,所述凸区的翅片外侧设置有散热管,所述散热管内形成第四风道,所述散热管侧壁设置有若干散热孔,所述散热管通过连接机构与所述翅片相连接,所述连接机构包括,设在所述散热管的外侧竖直设置的插条和设置在所述翅片朝外边缘设置的插槽,所述插条嵌设在所述插槽内。
作为优选,还包括吊耳,所述吊耳设置有两组,对称设置于所述筒体两端,所述吊耳穿过外筒和中筒并通过螺栓与内筒固定连接。
本发明的其它特征和优点将在随后的说明书中阐述,并且,部分地从说明书中变得显而易见,或者通过实施本发明而了解。本发明的目的和其他优点可通过在所写的说明书、权利要求书、以及附图中所特别指出的结构来实现和获得。
下面通过附图和实施例,对本发明的技术方案做进一步的详细描述。
附图说明
附图用来提供对本发明的进一步理解,并且构成说明书的一部分,与本发明的实施例一起用于解释本发明,并不构成对本发明的限制。在附图中:
图1为本发明提供的一种乏燃料储运容器的结构示意图;
图2为本发明的筒体结构示意图;
图3为本发明的筒体俯视图;
图4为本发明的散热装置和运输连接件布局示意图;
图5为本发明的散热片结构示意图;
图6为本发明的容器主体耐热实验温度-时间曲线示意图;
图7为本发明的一个实施例中吊耳安装结构示意图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的优选实施例进行说明,应当理解,此处所描述的优选实施例仅用于说明和解释本发明,并不用于限定本发明。
如图1所示,
本发明提供的一种乏燃料储运容器,包括,
容器主体1;
缓冲装置2,设置于所述容器主体1两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量,
在本实施例中,所述缓冲装置2,包括基体3和外覆层,所述外敷层包裹设置在所述基体3外侧,所述基体3包括上凹体3-1和下凸体3-2,所述上凹体3-1下端面设置有第一圆形凹槽,所述下凸体3-2上表面设置有与所述第一圆形凹槽相配合的凸块,所述上凹体3-1和下凸体3-2通过第一圆形凹槽和凸块卡接连接,所述下凸体3-2下表面设置有第二圆形凹槽,用于与容器主体1相连接,所述上凹体3-1和下凸体3-2均为柱形结构且外径相同。
所述上凹体3-1为轻木材质,所述下凸体3-2为杉木材质,所述上凹体3-1和下凸体3-2之间还涂有胶层,所述外覆层为不锈钢材质。
上述技术方案的工作原理及有益效果为:
本发明缓冲装置安装在容器两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量,缓冲装置主要缓冲材料是杉木和轻木,外部包覆不锈钢板,木材在压力作用下可变形,起到缓冲的作用,减小容器主体正常运输和事故工况下的震动,保证了容器主体的密闭性,有效降低放射性物质在发生碰撞时泄漏的可能性。
如图2所示,在一个实施例中,
所述容器主体1包括,
筒体1-1,包括由内而外依次设置的内筒1-11、中筒1-12、外筒1-13,
顶部锻件1-2,为环形结构,所述顶部锻件1-2的底端与所述内筒1-11、中筒1-12和外筒1-13的顶边相连接,
底部外锻件1-3,为环形结构,所述底部外锻件1-3的顶端与所述内筒1-11、中筒1-12和外筒1-13的底边相连接,
底部内锻件1-4,固定密封设置于所述底部外锻件1-3内侧,
所述内筒1-11与中筒1-12之间形成第一腔体1-5,所述中筒1-12和外筒1-13之间形成第二腔体1-6,所述第一腔体1-5内灌注金属铅,所述第二腔体1-6内灌注含硼树脂;
上密封组件1-7,设置于所述筒体1-1上端;
下密封组件1-8,设置于所述筒体1-1下端。
所述顶部锻件1-2的顶端由外而内,斜向下设置有第一台阶面1-21和第二台阶面1-22;
所述底部外锻件1-3的底端内侧设置有第三台阶面1-31;
所述上密封组件1-7,包括,
上部外盖1-71,可拆卸扣置于所述顶部锻件1-2的顶端,
上部中盖1-72,可拆卸扣置于所述第一台阶面1-21上,
上部内盖1-73,可拆卸扣置于所述第二台阶面1-22上,
上部外盖密封圈1-74,套设于所述顶部锻件1-2外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触;
所述下密封组件1-8,包括,
底盖1-81,可拆卸扣置于所述第三台阶面1-31上,
下部底盖密封圈1-82,套设于所述底部外锻件1-3外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触。
所述上部内盖1-73与所述上部中盖1-72之间,所述底盖1-81与底部内锻件1-4之间均设置有中子屏蔽层1-9。
在本实施例中所述内筒1-11、中筒1-12、外筒1-13均采用铸钢材质,所述上部外盖1-71、上部中盖1-72、上部内盖1-73、底盖1-81均采用304高合金钢。所述中子屏蔽层1-9用于降低容器外的中子剂量率,由含慢化作用的元素组分、碳化硼、耐火材料及固化剂等组成。
上述技术方案的工作原理及有益效果为:
本实施例,筒体、上部外盖、上部中盖、上部内盖、底盖及上部外盖密封圈和下部底盖密封圈构成了放射性包容边界,在正常运输条件和运输事故条件下保证包容边界的密闭性,多层的防护避免了任何单一故障都会导致放射性物质从边界处泄漏的风险。第一腔体内灌注金属铅,所述第二腔体内灌注含硼树脂以及筒体和上部外盖、上部中盖、上部内盖及底盖用于共同屏蔽γ射线,其中金属铅起主要作用,中子屏蔽层用于降低容器外的中子剂量率。
在内筒内满载乏燃料的情况下,经测量,距离表面1m处的剂量率为1mSv/h,距表面2m处的剂量率为0.1mSv/h,辐射剂量低于规定限值。
如图3所示,在一个实施例中,
所述内筒1-11与中筒1-12之间,所述外筒1-13与所述中筒1-12之间均焊接设置有定位筋板1-10。
本实施例中定位筋板的设置,一是增强了筒体的抗压性能,二是限定了内筒、中筒、外筒的相对位置,保证了架构的稳定性。
如图4至图5所示,在一个实施例中,
所述外筒1-11外侧中部设置有运输连接件4,所述运输连接件4的上下两侧的均设置有散热装置5。
所述散热装置5包括,若干竖直排列的散热片6组成的散热模块7,若干所述散热模块7以所述筒体1-1轴线为中心,阵列排布,相邻的所述散热模块7之间留有第一风道8,所述散热片6包括,安装板6-1,所述安装板6-1通过螺栓与所述外筒1-11外侧壁相连接,所述安装板6-1外表面设有若干垂直于安装板6-1且均匀间隔设置的翅片6-2,相邻的两块所述翅片6-2之间形成第二风道9,所述翅片6-2分为凸区和凹区,形成高度差,凹区部分形成第三风道10,所述凸区的翅片6-2外侧设置有散热管6-3,所述散热管6-3内形成第四风道11,所述散热管6-3侧壁设置有若干散热孔,所述散热管6-3通过连接机构与所述翅片6-2相连接,所述连接机构包括,设在所述散热管6-3的外侧竖直设置的插条和设置在所述翅片6-2朝外边缘设置的插槽,所述插条嵌设在所述插槽内。
在本实施例中,所述翅片的两侧面设有水平凸起的波浪纹;在所述翅片的上表面镀有纳米碳涂层。
将本实施例提供的乏燃料储运容器完全暴露于最低温度为800℃的碳氢燃料产生的火焰中约30分钟,对容器对高温火灾事故的承受力进行测试,测试结果如图6所示。容器主体温度未超过耐受极限。
上述技术方案的工作原理及有益效果为:
在本实施例中,散热装置的第一风道、第二风道、第三风道、第四风道以及通风孔的设置,形成纵向和横向的多条对流通路,达到快速散热的效果。
在本实施例中,散热管的设置,增到了散热面积,可降低散热片边缘处的温度,有利于空气循环及散热,散热管的可拆卸设置,起到便于运输,维护,更换的效果。
在本实施例中,散热管的设置还起到保护翅片的作用,防止翅片的边缘受到损伤。
在本实施例中,纳米碳涂层配合,可以通过波浪纹厚度、密度等的调整,调整热辐射线的反射、折射线路,达到最佳的散热效果;具有纳米碳涂层,热量转换成红外中短波的形式进行主动散热;与现有技术相比较,能够满足散热效率并使翅片体积变得小巧。
如图7所示,在一个实施例中,还包括吊耳12,所述吊耳12设置有两组,对称设置于所述筒体1-1两端,所述吊耳12穿过外筒1-13和中筒1-12并通过螺栓与内筒1-11固定连接。吊耳12的设置便于该贮存装置整体的吊装和转运。
本发明未详细说明的内容,均可采用现有技术,因此不在赘述。
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,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (6)

1.一种乏燃料储运容器,其特征在于,包括,
容器主体(1);
缓冲装置(2),设置于所述容器主体(1)两端,用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量;
所述缓冲装置(2),包括基体(3)和外覆层,所述外覆层包裹设置在所述基体(3)外侧,所述基体(3)包括上凹体(3-1)和下凸体(3-2),所述上凹体(3-1)下端面设置有第一圆形凹槽,所述下凸体(3-2)上表面设置有与所述第一圆形凹槽相配合的凸块,所述上凹体(3-1)和下凸体(3-2)通过第一圆形凹槽和凸块卡接连接,所述下凸体(3-2)下表面设置有第二圆形凹槽,用于与容器主体(1)相连接,所述上凹体(3-1)和下凸体(3-2)均为柱形结构且外径相同;
所述容器主体(1)包括,
筒体(1-1),包括由内而外依次设置的内筒(1-11)、中筒(1-12)、外筒(1-13),
顶部锻件(1-2),为环形结构,所述顶部锻件(1-2)的底端与所述内筒(1-11)、中筒(1-12)和外筒(1-13)的顶边相连接,
底部外锻件(1-3),为环形结构,所述底部外锻件(1-3)的顶端与所述内筒(1-11)、中筒(1-12)和外筒(1-13)的底边相连接,
底部内锻件(1-4),固定密封设置于所述底部外锻件(1-3)内侧;
所述内筒(1-11)与中筒(1-12)之间形成第一腔体(1-5),所述中筒(1-12)和外筒(1-13)之间形成第二腔体(1-6),所述第一腔体(1-5)内灌注金属铅,所述第二腔体(1-6)内灌注含硼树脂;
上密封组件(1-7),设置于所述筒体(1-1)上端;
下密封组件(1-8),设置于所述筒体(1-1)下端;
所述外筒(1-13)外侧设置有散热装置(5);
所述散热装置(5)包括,若干竖直排列的散热片(6)组成的散热模块(7),若干所述散热模块(7)以所述筒体(1-1)轴线为中心,阵列排布,相邻的所述散热模块(7)之间留有第一风道(8),所述散热片(6)包括,安装板(6-1),所述安装板(6-1)通过螺栓与所述外筒(1-13)外侧壁相连接,所述安装板(6-1)外表面设有若干垂直于安装板(6-1)且均匀间隔设置的翅片(6-2),相邻的两块所述翅片(6-2)之间形成第二风道(9),所述翅片(6-2)分为凸区和凹区,形成高度差,凹区部分形成第三风道(10),所述凸区的翅片(6-2)外侧设置有散热管(6-3),所述散热管(6-3)内形成第四风道(11),所述散热管(6-3)侧壁设置有若干散热孔,所述散热管(6-3)通过连接机构与所述翅片(6-2)相连接,所述连接机构包括,设在所述散热管(6-3)的外侧竖直设置的插条和设置在所述翅片(6-2)朝外边缘设置的插槽,所述插条嵌设在所述插槽内。
2.根据权利要求1所述的一种乏燃料储运容器,其特征在于,所述上凹体(3-1)为轻木材质,所述下凸体(3-2)为杉木材质,所述上凹体(3-1)和下凸体(3-2)之间还涂有胶层,所述外覆层为不锈钢材质。
3.根据权利要求1所述的一种乏燃料储运容器,其特征在于,
所述顶部锻件(1-2)的顶端由外而内,斜向下设置有第一台阶面(1-21)和第二台阶面(1-22);
所述底部外锻件(1-3)的底端内侧设置有第三台阶面(1-31);
所述上密封组件(1-7),包括,
上部外盖(1-71),可拆卸扣置于所述顶部锻件(1-2)的顶端,
上部中盖(1-72),可拆卸扣置于所述第一台阶面(1-21)上,
上部内盖(1-73),可拆卸扣置于所述第二台阶面(1-22)上,
上部外盖密封圈(1-74),套设于所述顶部锻件(1-2)外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触;
所述下密封组件(1-8),包括,
底盖(1-81),可拆卸扣置于所述第三台阶面(1-31)上,
下部底盖密封圈(1-82),套设于所述底部外锻件(1-3)外表面,与第二圆形凹槽内壁紧密接触。
4.根据权利要求3所述的一种乏燃料储运容器,其特征在于,所述上部内盖(1-73)与所述上部中盖(1-72)之间,所述底盖(1-81)与底部内锻件(1-4)之间均设置有中子屏蔽层(1-9)。
5.根据权利要求1所述的一种乏燃料储运容器,其特征在于,所述内筒(1-11)与中筒(1-12)之间,所述外筒(1-13)与所述中筒(1-12)之间均焊接设置有定位筋板(1-10)。
6.根据权利要求1所述的一种乏燃料储运容器,其特征在于,还包括吊耳(12),所述吊耳(12)设置有两组,对称设置于所述筒体(1-1)两端,所述吊耳(12)穿过外筒(1-13)和中筒(1-12)并通过螺栓与内筒(1-11)固定连接。
CN201911077246.8A 2019-11-06 2019-11-06 一种乏燃料储运容器 Active CN110867267B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911077246.8A CN110867267B (zh) 2019-11-06 2019-11-06 一种乏燃料储运容器

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911077246.8A CN110867267B (zh) 2019-11-06 2019-11-06 一种乏燃料储运容器

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110867267A CN110867267A (zh) 2020-03-06
CN110867267B true CN110867267B (zh) 2021-06-22

Family

ID=69654503

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201911077246.8A Active CN110867267B (zh) 2019-11-06 2019-11-06 一种乏燃料储运容器

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110867267B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2021203334A1 (zh) * 2020-04-08 2021-10-14 中广核研究院有限公司 燃料组件运输容器的运输固定方法及系统
CN113161031B (zh) * 2021-04-26 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种用于圆柱形运输容器的缓冲架
CN113878773B (zh) * 2021-10-22 2022-08-09 中国原子能科学研究院 树脂基中子屏蔽材料及其制备方法

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3780306A (en) * 1971-05-27 1973-12-18 Nat Lead Co Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers
EP0044024A1 (de) * 1980-07-11 1982-01-20 TRANSNUKLEAR GmbH Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive Stoffe
CN201069337Y (zh) * 2007-07-23 2008-06-04 郭凤先 强制对流散热器
CN201126724Y (zh) * 2007-12-11 2008-10-01 核工业第二研究设计院 一种研究堆乏燃料运输容器
CN204442529U (zh) * 2015-04-08 2015-07-01 广东梅雁吉祥水电股份有限公司 一种激光电视高效率散热装置
CN105047241A (zh) * 2015-06-30 2015-11-11 上海理工大学 放射性物质运输用容器
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
CN106935304A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 西安核设备有限公司 一种具有封焊阻燃功能的乏燃料容器减震器
CN108384987A (zh) * 2018-05-17 2018-08-10 江苏中海华核电材料科技有限公司 辐射屏蔽铅合金的配方

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110398766B (zh) * 2019-07-09 2021-08-06 江苏中海华核环保有限公司 用于检测存放桶表面的放射性核素活度水平的装置

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3780306A (en) * 1971-05-27 1973-12-18 Nat Lead Co Radioactive shipping container with neutron and gamma absorbers
EP0044024A1 (de) * 1980-07-11 1982-01-20 TRANSNUKLEAR GmbH Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive Stoffe
CN201069337Y (zh) * 2007-07-23 2008-06-04 郭凤先 强制对流散热器
CN201126724Y (zh) * 2007-12-11 2008-10-01 核工业第二研究设计院 一种研究堆乏燃料运输容器
CN204442529U (zh) * 2015-04-08 2015-07-01 广东梅雁吉祥水电股份有限公司 一种激光电视高效率散热装置
CN105047241A (zh) * 2015-06-30 2015-11-11 上海理工大学 放射性物质运输用容器
CN106935304A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 西安核设备有限公司 一种具有封焊阻燃功能的乏燃料容器减震器
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
CN108384987A (zh) * 2018-05-17 2018-08-10 江苏中海华核电材料科技有限公司 辐射屏蔽铅合金的配方

Also Published As

Publication number Publication date
CN110867267A (zh) 2020-03-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110867267B (zh) 一种乏燃料储运容器
US20050069074A1 (en) Nuclear plant spent fuel low temperature reactor
Romanato Advantages of dry hardened cask storage over wet storage for spent nuclear fuel
EP3594964A1 (en) Container for storing and transporting spent nuclear fuel
US8822964B2 (en) Radioactive substance storage container
KR101599744B1 (ko) 원통 모듈형 경수로 사용후핵연료 건식저장 방법
RU2459295C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
RU2453007C1 (ru) Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ввэр-1000
RU2458417C1 (ru) Чехол для отработавших тепловыделяющих сборок
RU2463677C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
Yamamoto et al. Developments in spent fuel transport and storage casks
Ko et al. Design Features of an OASIS-32D Metal Cask for both Transport and Storage of SNF
JP2003270382A (ja) 放射性物質格納容器および放射性物質の格納方法
Chung et al. Conceptual design for KN-12 spent fuel shipping cask
Kunitomi et al. Safety characteristics of GTHTR and safety demonstration test program using HTTR
Chung et al. Evaluation of the KN-12 spent fuel transport cask by analysis
Sun et al. Design and Safety Analysis of a Kind of UO2 Pellets Transport Container
JP2011237293A (ja) 放射性物質収納方法
Diersch et al. Use of CASTOR {sup registered} and CONSTOR {sup registered} casks for RBMK and VVER fuel assemblies
Abolaban Design of A Fuel Storage Cask Using Cygas Code for Multi Layered Shielding Analysis
Gartz et al. Castor transport and storage casks for VVER and RBMK fuel assemblies
Chung et al. Evaluation of the KN-12 spent fuel shipping cask
Romanato Safe advantage on dry interim spent nuclear fuel storage
Oka Radiation shielding for fission reactors
Romanato et al. Advantages on dry interim storage for spent nuclear fuel

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