CN113299411A - 辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 - Google Patents
辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113299411A CN113299411A CN202110573872.7A CN202110573872A CN113299411A CN 113299411 A CN113299411 A CN 113299411A CN 202110573872 A CN202110573872 A CN 202110573872A CN 113299411 A CN113299411 A CN 113299411A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- heat
- layer
- pressure vessel
- reactor pressure
- radiation
- 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.)
- Granted
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 105
- 238000004321 preservation Methods 0.000 title claims abstract description 28
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 8
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 53
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims abstract description 48
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims abstract description 31
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 29
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 10
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 3
- 230000004913 activation Effects 0.000 abstract description 8
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用，辐照屏蔽保温装置包括包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层；所述包壳至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层与反应堆压力容器换料密封环之间的间距相等；所述辐照屏蔽层和隔热保温层均设置在包壳内，沿着辐射方向依次为包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层或包壳、隔热保温层和辐照屏蔽层。该装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，同时能够在核电站寿期内的重复装拆需求。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆结构设计技术领域，具体涉及辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用。
背景技术
反应堆厂房操作平台是工作人员在停堆期间的主要工作区域，同时也是工作人员在运行期间可能进入的区域，故需采取合适的辐照屏蔽措施将操作平台中子和光子所致剂量率限制在安全水平，以减少反应堆结构设备活化、工作人员辐照危害和保护工作人员生命安全。
按照第三代核电堆腔淹没系统(CIS)的功能需求，需在堆腔与反应堆压力容器之间设置100mm～200mm的CIS流道，使得堆腔与反应堆压力容器之间的间隙大幅增加，进而使得反应堆厂房操作平台辐照剂量大幅上升(约100mSv/h)。
因此，有必要是针对降低反应堆厂房操作平台辐照剂量设计一种辐照屏蔽保温装置，将辐照屏蔽保温装置安装在在辐照从堆芯向操作平台传输的咽喉部位(即换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间的空间)，以大幅降低反应堆厂房操作平台辐照剂量水平和结构设备活化水平，从而适应第三代核电操作平台的安全辐照需求(≤10mSv/h)和有效保护进入操作平台工作人员的生命安全。
并且，鉴于辐照屏蔽材料的功能特殊性与重要性，在核电站整个寿期内，需考虑对其进行定期的检查、维护及更换。因此，辐照屏蔽保温装置的设置形式与位置应能满足其在核电站寿期内(例如停堆换料时)的重复装拆需求。
发明内容
本发明的目的在于提供辐照屏蔽保温装置，该装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，同时能够在核电站寿期内的重复装拆需求。
此外，本发明还提供上述辐照屏蔽保温装置的设计方法、应用。
本发明通过下述技术方案实现：
辐照屏蔽保温装置，包括包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层；
所述包壳至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述侧壁和顶壁垂直设置，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层与反应堆压力容器换料密封环之间的间距相等，使用时，包壳与反应堆压力容器顶盖保温层之间可拆卸式连接，且包壳的侧壁嵌入反应堆压力容器顶盖保温层与反应堆压力容器换料密封环之间；
所述辐照屏蔽层和隔热保温层均设置在包壳内，沿着辐射方向依次为包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层或包壳、隔热保温层和辐照屏蔽层。
本发明所述包壳的作用方面用于安装固定隔热保温层和辐照屏蔽层，另一方面用于将辐照屏蔽保温装置可拆卸式固定在反应堆压力容器顶盖保温层上，使用时，将辐照屏蔽保温装置安装在辐照从堆芯向操作平台传输的咽喉部位(即换料水池与反应堆压力容器换料密封环)之间的空间。
采用包壳将辐照屏蔽层和隔热保温层封装成一个整体，既不增加反应堆负载，又便于辐照屏蔽保温装置的安装。
所述辐照屏蔽层能有效阻碍辐照通过并大幅降低反应堆厂房操作平台辐照剂量、结构设备活化水平，有效保护进入操作平台工作人员的生命安全。
所述隔热保温层有效降低反应堆压力容器热损失。
因此，本发明所述辐照屏蔽保温装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，能够适应第三代核电操作平台的安全辐照需求(≤10mSv/h)和有效保护进入操作平台工作人员的生命安全。
此外，本发明所述辐照屏蔽保温装置与位于其上部的反应堆压力容器顶盖保温层实施机械连接固定，可随反应堆压力容器顶盖保温层整体移动。在核电站寿期内进行停堆开盖换料时，辐照屏蔽保温装置与反应堆压力容器顶盖保温层可进行整体起吊，运输至其他区域，之后便可对辐照屏蔽保温装置进行检查、维护及更换等操作。
进一步地，当隔热保温层设置在辐照屏蔽层和包壳之间时，所述隔热保温层在竖直方向上的截面包括第一水平板、第二水平板、第一竖直板和第二竖直板；
所述第一水平板和第一竖直板分别设置在顶壁和侧壁内侧，所述第一竖直板向着远离包壳的一侧水平延伸形成第二水平板，所述第二水平板放置在反应堆压力容器换料密封环上，所述第二水平板的端部向下垂直延伸形成第二竖直板；
所述辐照屏蔽层在竖直方向上的截面为L形结构，所述L形结构的水平段嵌入第一水平板、第二水平板和第一竖直板之间形成的容纳腔，所述L形结构的竖直段设置在第二竖直板的内侧。
上述结构设计，既能实现屏蔽效果，能够节约空间，具有结构紧凑的而有点，与压力容器的结构匹配。
进一步地，L形结构竖直段的下端面与第二竖直板的下端面齐平。
进一步地，第一水平板的长度小于顶壁的长度，所述L形结构的水平段向上延伸形成凸起，所述凸起填充在第一水平板与顶壁之间形成的区域。
进一步地，第二竖直板与反应堆压力容器换料密封环之间具有一定间距。
进一步地，当辐照屏蔽层设置在隔热保温层和包壳之间时，所述辐照屏蔽层和隔热保温层均为L形结构；
所述隔热保温层的水平段设置在顶壁内侧，所述辐照屏蔽层的水平段填充在隔热保温层的水平段、侧壁和反应堆压力容器换料密封环之间的腔体中。
进一步地，隔热保温层的竖直段外壁与顶壁的端部齐平，所述隔热保温层的竖直段底部与辐照屏蔽层的竖直段底部齐平，所述辐照屏蔽层的竖直段与反应堆压力容器换料密封环之间具有一定间距。
进一步地，包壳采用不锈钢制成，所述辐照屏蔽层采用屏蔽材料制成，所述隔热保温层采用保温材料制成。
辐照屏蔽保温装置的设计方法，包括以下步骤：
S1、确定辐照屏蔽层的材料和厚度：
以堆芯为辐射源项起点，以操作平台所接受辐射剂量为计算对象，确定堆芯的辐射源项的射线类型；然后根据射线类型确定辐照屏蔽层的材料；再根据堆芯至操作平台的辐射传播路径上不同位置的辐射剂量大小，确定辐照屏蔽层的形状和厚度；
S2、确定隔热保温层的材料和厚度：
将反应堆压力容器作为热源，将辐照屏蔽层的内表面和包壳的外表面作为热性能分析计算对象，确定隔热保温层的材料和厚度；
其中，热性能分析计算分为以下两种情况：
1)、针对耐高温性能较弱的辐射屏蔽材料，确保辐照屏蔽层的内表面温度不超过其耐高温极限，同时需要确保包壳(辐照屏蔽装置)的外表面温度不超过核电站相关要求，代入上述两个位置的温度极限值，计算满足这两个温度极限条件下通过隔热保温层的热流密度值，选择合适的保温材料，代入其导热系数，获得隔热保温层的厚度；
2)、针对耐高温性能较强的辐射屏蔽材料，则仅需要确保包壳(辐照屏蔽装置)的外表面温度不超过核电站相关要求，计算方法同1)、获得隔热保温层的厚度。
S3、将辐照屏蔽层和隔热保温层按顺序安装在包壳内。
辐照屏蔽保温装置的应用，将辐照屏蔽装置安装在在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，使用时，将包壳通过反应堆压力容器顶盖保温层支承件与固定螺钉的配合固定在反应堆压力容器顶盖保温层上。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明所述辐照屏蔽保温装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，能够适应第三代核电操作平台的安全辐照需求(≤10mSv/h)和有效保护进入操作平台工作人员的生命安全。
2、本发明所述辐照屏蔽保温装置与位于其上部的反应堆压力容器顶盖保温层实施机械连接固定，可随反应堆压力容器顶盖保温层整体移动；便于对辐照屏蔽保温装置进行检查、维护及更换等操作。
3、本发明能够根据实际的应用环境，对隔热保温层和辐照屏蔽层的材料、厚度和形状进行设计，确保辐照屏蔽保温装置的屏蔽效果。
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为反应堆厂房操作平台辐照屏蔽保温装置位置示意图；
图2为图1A处的局部放大图；
图3为图2B处的局部放大图；
图4为实施例2所述辐照屏蔽保温装置的结构示意图；
图5为实施例3所述辐照屏蔽保温装置的结构示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-反应堆压力容器，2-反应堆压力容器换料密封环，3-堆芯，4-操作平台，5-换料水池，6-辐照屏蔽装置，7-辐照屏蔽层，8-隔热保温层，9-包壳，10-固定螺钉，11-反应堆压力容器顶盖保温层，12-反应堆压力容器顶盖保温层支承件，13-堆水池盖板。
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-图3所示，辐照屏蔽保温装置，包括包壳9、辐照屏蔽层7和隔热保温层8；
所述包壳9至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述侧壁和顶壁垂直设置，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层11的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层11与反应堆压力容器换料密封环2之间的间距相等，使用时，包壳9与反应堆压力容器顶盖保温层11之间可拆卸式连接，且包壳9的侧壁嵌入反应堆压力容器顶盖保温层11与反应堆压力容器换料密封环2之间；
所述辐照屏蔽层7和隔热保温层8均设置在包壳9内，沿着辐射方向依次为包壳9、辐照屏蔽层7和隔热保温层8或包壳9、隔热保温层8和辐照屏蔽层7。
在本实例中，所述包壳9采用不锈钢制成，所述辐照屏蔽层7采用耐高温性能较弱的辐照屏蔽材，例如硼硅树脂类材料，将隔热保温层8设置在辐照屏蔽层7和包壳9之间，以有效降低辐照屏蔽层7的温度、反应堆压力容器1的热损失和避免辐照屏蔽层7高温失效。
在本实例中，所述隔热保温层8在竖直方向上的截面包括第一水平板、第二水平板、第一竖直板和第二竖直板；
所述第一水平板和第一竖直板分别设置在顶壁和侧壁内侧，所述第一竖直板向着远离包壳9的一侧水平延伸形成第二水平板，所述第二水平板放置在反应堆压力容器换料密封环2上，所述第二水平板的端部向下垂直延伸形成第二竖直板；
所述辐照屏蔽层7在竖直方向上的截面为L形结构，所述L形结构的水平段嵌入第一水平板、第二水平板和第一竖直板之间形成的容纳腔，所述L形结构的竖直段设置在第二竖直板的内侧；所述L形结构竖直段的下端面与第二竖直板的下端面齐平；所述第一水平板的长度小于顶壁的长度，所述L形结构的水平段向上延伸形成凸起，所述凸起填充在第一水平板与顶壁之间形成的区域，所述第二竖直板与反应堆压力容器换料密封环2之间具有一定间距。
本实施例所述辐照屏蔽保温装置在使用时，包壳9的顶壁与反应堆压力容器顶盖保温层支承件12通过固定螺钉10连接，所述反应堆压力容器顶盖保温层支承件12与反应堆压力容器顶盖保温层11固定连接，所述反应堆压力容器顶盖保温层支承件12为L形结构，L形结构的两侧分别与包壳9和反应堆压力容器顶盖保温层11连接，间接实现了辐照屏蔽装置6与反应堆压力容器顶盖保温层11的整体固定，即实现即将辐照屏蔽装置6间接固定在辐照从堆芯3向操作平台4传输的咽喉部位(即换料水池5与反应堆压力容器换料密封环2之间的空间)，以有效阻碍辐照通过和降低反应堆厂房操作平台辐照剂量、结构设备活化水平，适应第三代核电操作平台的安全辐照需求(≤10mSv/h)和有效保护进入操作平台工作人员的生命安全。此外，上述固定方式需在反应堆压力容器1与辐照屏蔽装置6之间留出合适间隙，以便辐照屏蔽装置6安装就位。
在核电站寿期内进行停堆开盖换料时，辐照屏蔽保温装置6与反应堆压力容器顶盖保温层11可进行整体起吊，运输至其他区域，之后将固定螺钉10拆卸，便可对辐照屏蔽保温装置6进行检查、维护及更换等操作，以确保辐照屏蔽材料的功能有效性。操作结束后，使用固定螺钉10将辐照屏蔽装置6与反应堆压力容器顶盖保温层11重新进行连接，整体吊装回到如附图1所示的原位置。
将本实施例用于某三代核电工程，其操作平台剂量计算值约为155mSv/h，采用本发明所述辐照屏蔽装置6后，该操作平台剂量下降至7.13mSv/h，下降了21.74倍，完全满足可第三代核电操作平台的辐照剂量不得高于10mSv/h的安全标准，有效保护了工作人员的安全。
实施例2：
如图4所示，辐照屏蔽层7采用耐高温性能较强的辐照屏蔽材料，例如碳化硼粉末、碳化硼烧结块等材料，将辐照屏蔽层7设置在隔热保温层8和包壳9之间，辐照屏蔽层7距离反应堆压力容器1更近，可实现更好的屏蔽效果，而外侧的保温隔热层8的设置可有效降低反应堆压力容器1热损失。
在本实施例中，所述辐照屏蔽层7和隔热保温层8均为L形结构；所述隔热保温层8的水平段设置在顶壁内侧，所述辐照屏蔽层7的水平段填充在隔热保温层8的水平段、侧壁和反应堆压力容器换料密封环2之间的腔体中；所述隔热保温层8的竖直段外壁与顶壁的端部齐平，所述隔热保温层8的竖直段底部与辐照屏蔽层7的竖直段底部齐平，所述辐照屏蔽层7的竖直段与反应堆压力容器换料密封环2之间具有一定间距。
在本实施例中，辐照屏蔽装置6的放置位置以及连接固定方式均与实施例1一致。
实施例3：
如图5所示，辐照屏蔽装置6的具体放置方位可根据辐照屏蔽计算结果与路径设置要求进行调整。辐照屏蔽装置6的上部与反应堆压力容器顶盖保温层11，其外侧下部可坐在堆水池盖板13的上端面。
此实施方式中，辐照屏蔽层7与保温隔热层8之间的位置关系可按实施例1或实施例2。
辐照屏蔽装置6设计方法，包括以下步骤：
S1、确定辐照屏蔽层7的材料和厚度：
以堆芯3为辐射源项起点，以操作平台4所接受辐射剂量为计算对象，确定堆芯3的辐射源项的射线类型；然后根据射线类型确定辐照屏蔽层7的材料；再根据堆芯3至操作平台4的辐射传播路径上不同位置的辐射剂量大小，确定辐照屏蔽层7的形状和厚度；
S2、确定隔热保温层8的材料和厚度：
将反应堆压力容器1作为热源，将辐照屏蔽层7的内表面和包壳9的外表面作为热性能分析计算对象，确定隔热保温层8的材料和厚度；
1)、针对耐高温性能较弱的辐射屏蔽材料，确保辐照屏蔽层7的内表面温度不超过其耐高温极限，同时需要确保包壳9的外表面温度不超过核电站相关要求，代入上述两个位置的温度极限值，计算满足这两个温度极限条件下通过隔热保温层8的热流密度值，选择合适的保温材料，代入其导热系数，获得隔热保温8层的厚度；
2)、针对耐高温性能较强的辐射屏蔽材料，则仅需要确保包壳9的外表面温度不超过核电站相关要求，计算方法同1、获得隔热保温层8的厚度。
S3、将辐照屏蔽层7和隔热保温层8按顺序安装在包壳9内。
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 (10)
1.辐照屏蔽保温装置，其特征在于，包括包壳(9)、辐照屏蔽层(7)和隔热保温层(8)；
所述包壳(9)至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述侧壁和顶壁垂直设置，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层(11)的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层(11)与反应堆压力容器换料密封环(2)之间的间距相等，使用时，包壳(9)与反应堆压力容器顶盖保温层(11)之间可拆卸式连接，且包壳(9)的侧壁嵌入反应堆压力容器顶盖保温层(11)与反应堆压力容器换料密封环(2)之间；
所述辐照屏蔽层(7)和隔热保温层(8)均设置在包壳(9)内，沿着辐射方向依次为包壳(9)、辐照屏蔽层(7)和隔热保温层(8)或包壳(9)、隔热保温层(8)和辐照屏蔽层(7)。
2.根据权利要求1所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，当隔热保温层(8)设置在辐照屏蔽层(7)和包壳(9)之间时，所述隔热保温层(8)在竖直方向上的截面包括第一水平板、第二水平板、第一竖直板和第二竖直板；
所述第一水平板和第一竖直板分别设置在顶壁和侧壁内侧，所述第一竖直板向着远离包壳(9)的一侧水平延伸形成第二水平板，所述第二水平板放置在反应堆压力容器换料密封环(2)上，所述第二水平板的端部向下垂直延伸形成第二竖直板；
所述辐照屏蔽层(7)在竖直方向上的截面为L形结构，所述L形结构的水平段嵌入第一水平板、第二水平板和第一竖直板之间形成的容纳腔，所述L形结构的竖直段设置在第二竖直板的内侧。
3.根据权利要求2所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，所述L形结构竖直段的下端面与第二竖直板的下端面齐平。
4.根据权利要求2所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，所述第一水平板的长度小于顶壁的长度，所述L形结构的水平段向上延伸形成凸起，所述凸起填充在第一水平板与顶壁之间形成的区域。
5.根据权利要求2所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，所述第二竖直板与反应堆压力容器换料密封环(2)之间具有一定间距。
6.根据权利要求1所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，当辐照屏蔽层(7)设置在隔热保温层(8)和包壳(9)之间时，所述辐照屏蔽层(7)和隔热保温层(8)均为L形结构；
所述隔热保温层(8)的水平段设置在顶壁内侧，所述辐照屏蔽层(7)的水平段填充在隔热保温层(8)的水平段、侧壁和反应堆压力容器换料密封环(2)之间的腔体中。
7.根据权利要求5所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，所述隔热保温层(8)的竖直段外壁与顶壁的端部齐平，所述隔热保温层(8)的竖直段底部与辐照屏蔽层(7)的竖直段底部齐平，所述辐照屏蔽层(7)的竖直段与反应堆压力容器换料密封环(2)之间具有一定间距。
8.根据权利要求1-7任一项所述的辐照屏蔽保温装置，其特征在于，所述包壳(9)采用不锈钢制成，所述辐照屏蔽层(7)采用屏蔽材料制成，所述隔热保温层(8)采用保温材料制成。
9.如权利要求1-8任一项所述的辐照屏蔽保温装置的设计方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、确定辐照屏蔽层(7)的材料和厚度：
以堆芯(3)为辐射源项起点，以操作平台(4)所接受辐射剂量为计算对象，确定堆芯(3)的辐射源项的射线类型；然后根据射线类型确定辐照屏蔽层(7)的材料；再根据堆芯(3)至操作平台(4)的辐射传播路径上不同位置的辐射剂量大小，确定辐照屏蔽层(7)的形状和厚度；
S2、确定隔热保温层(8)的材料和厚度：
将反应堆压力容器(1)作为热源，将辐照屏蔽层(7)的内表面和包壳(9)的外表面作为热性能分析计算对象，确定隔热保温层(8)的材料和厚度；
S3、将辐照屏蔽层(7)和隔热保温层(8)按顺序安装在包壳(9)内。
10.如权利要求1-8任一项所述的辐照屏蔽保温装置的应用，其特征在于，将辐照屏蔽装置(6)安装在在换料水池(5)与反应堆压力容器换料密封环(2)之间，使用时，将包壳(9)通过反应堆压力容器顶盖保温层支承件(12)与固定螺钉(10)的配合固定在反应堆压力容器顶盖保温层(11)上。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110573872.7A CN113299411B (zh) | 2021-05-25 | 2021-05-25 | 辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110573872.7A CN113299411B (zh) | 2021-05-25 | 2021-05-25 | 辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN113299411A true CN113299411A (zh) | 2021-08-24 |
| CN113299411B CN113299411B (zh) | 2022-03-01 |
Family
ID=77324859
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202110573872.7A Active CN113299411B (zh) | 2021-05-25 | 2021-05-25 | 辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN113299411B (zh) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113944826A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-18 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆容器的保温组件 |
| CN114496317A (zh) * | 2022-02-18 | 2022-05-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置 |
| WO2022179640A1 (zh) * | 2021-04-19 | 2022-09-01 | 中广核工程有限公司 | 辐射屏蔽及隔热装置 |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3424239A (en) * | 1966-04-27 | 1969-01-28 | Soc Indatom | Nuclear reactor pressure vessel |
| US5699394A (en) * | 1995-07-13 | 1997-12-16 | Westinghouse Electric Corporation | Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel |
| CN103400606A (zh) * | 2013-07-26 | 2013-11-20 | 中广核工程有限公司 | 核电厂堆坑上腔主管道的中子屏蔽装置 |
| WO2015191432A1 (en) * | 2014-06-09 | 2015-12-17 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Nuclear reactor neutron shielding |
| CN208208351U (zh) * | 2018-04-16 | 2018-12-07 | 安徽应流久源核能新材料科技有限公司 | 一种金属保温层用碳化硼屏蔽块的拼装结构 |
| CN209487163U (zh) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 池式反应堆的换料系统 |
| CN110767329A (zh) * | 2019-11-05 | 2020-02-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆腔辐射漏束屏蔽装置 |
| CN111199806A (zh) * | 2019-12-31 | 2020-05-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构 |
-
2021
- 2021-05-25 CN CN202110573872.7A patent/CN113299411B/zh active Active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3424239A (en) * | 1966-04-27 | 1969-01-28 | Soc Indatom | Nuclear reactor pressure vessel |
| US5699394A (en) * | 1995-07-13 | 1997-12-16 | Westinghouse Electric Corporation | Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel |
| CN103400606A (zh) * | 2013-07-26 | 2013-11-20 | 中广核工程有限公司 | 核电厂堆坑上腔主管道的中子屏蔽装置 |
| WO2015191432A1 (en) * | 2014-06-09 | 2015-12-17 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Nuclear reactor neutron shielding |
| CN208208351U (zh) * | 2018-04-16 | 2018-12-07 | 安徽应流久源核能新材料科技有限公司 | 一种金属保温层用碳化硼屏蔽块的拼装结构 |
| CN209487163U (zh) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 池式反应堆的换料系统 |
| CN110767329A (zh) * | 2019-11-05 | 2020-02-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆腔辐射漏束屏蔽装置 |
| CN111199806A (zh) * | 2019-12-31 | 2020-05-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构 |
Non-Patent Citations (4)
| Title |
|---|
| Y.GOHAR等: "Shielding options for the ITER conceptual design", 《IEEE》 * |
| 刘桂莲 等: "秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射通量分布计算", 《核动力工程》 * |
| 张亚斌 等: "反应堆压力容器筒体保温层结构间隙对保温效果的影响分析", 《科技视界》 * |
| 王育威: "基于快中子注量率的AP1000压力容器辐照损伤的研究", 《中国优秀硕士学位论文全文数据库工程科技Ⅱ辑》 * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022179640A1 (zh) * | 2021-04-19 | 2022-09-01 | 中广核工程有限公司 | 辐射屏蔽及隔热装置 |
| CN113944826A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-18 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆容器的保温组件 |
| CN114496317A (zh) * | 2022-02-18 | 2022-05-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN113299411B (zh) | 2022-03-01 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN113299411B (zh) | 辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用 | |
| CN106531266B (zh) | 乏燃料转运通道屏蔽装置 | |
| EP2091050B1 (en) | Containment vessel and nuclear power plant therewith | |
| EP0528674B1 (en) | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path | |
| EP2648189B1 (en) | Nuclear reactor containment vessel and nuclear power plant | |
| US10147509B2 (en) | Ventilated system for storing high level radioactive waste | |
| US9761332B2 (en) | Nuclear reactor neutron shielding | |
| US20120281803A1 (en) | Neutron absorbing composite for nuclear reactor applications | |
| CN109994226A (zh) | 一种辐照屏蔽保温结构 | |
| EP2433286B1 (en) | Power generating facility expansion gap radiation shield | |
| CN105374405A (zh) | 反应堆熔融物滞留装置 | |
| JP6571982B2 (ja) | 運転床閉じ込め区画および原子力プラント | |
| CN204315241U (zh) | 熔融物滞留装置 | |
| KR101599744B1 (ko) | 원통 모듈형 경수로 사용후핵연료 건식저장 방법 | |
| CN111627575A (zh) | 用于反应堆的屏蔽组件及其屏蔽结构 | |
| KR101694409B1 (ko) | 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법 | |
| JP2015049060A (ja) | 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置及び搬出方法 | |
| US6414211B1 (en) | Method of packing a nuclear reactor vessel for decommissioning and removal | |
| CN112489826A (zh) | 一种用于小型堆的池式屏蔽装置 | |
| US2875346A (en) | Overall optical viewer | |
| EP4428877A1 (en) | Container for radioactive waste | |
| JP6368513B2 (ja) | 原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法 | |
| KR101282609B1 (ko) | 원자로와 그 내장품을 교체할 수 있는 가압경수형 원자로의 원전 시스템 | |
| CN117976259A (zh) | 小型堆核动力模块 | |
| Onedkov et al. | Radiation environment and activity of the principal technological surrounds of the BN-600 |
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 |