CN204155613U - 核电站高放射性废滤芯暂存容器 - Google Patents
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Abstract
本实用新型公开了一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，其包括：呈向下弯曲弧面设置的下底板、设置于下底板上的屏蔽侧壁、设置于屏蔽侧壁顶端的上封盖，以及组接于屏蔽侧壁外侧的支座，其中，屏蔽侧壁包括内筒、外筒，以及位于内筒和外筒之间的铅屏蔽层。本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器无需设置密封容器盖，结构简单，不仅可以实现废滤芯的顺利放入和取出，也可以实现废滤芯在容器中的平稳放置。
Description
技术领域
本实用新型涉及一种屏蔽容器，更具体地说，本实用新型涉及一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，其可在核工业中用于存放剂量率较高的废滤芯。
背景技术
核电固体废物处理系统中通常采用HIC处理工艺，利用HIC容器(高整体容器)装填湿固体废物(废过滤芯、废树脂和废活性炭)。
但是，部分过滤芯的表面剂量率超过了HIC的受照剂量率限值。此外，根据现场经验反馈，废滤芯表面剂量率也存在超过HIC的受照剂量率限值的可能。HIC容器在寿期内累积辐照计量存在一定的限值，剂量率较高的废滤芯将影响HIC容器的装填量。
因此，确有必要提供一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，对表面剂量率较高的废过滤芯进行暂存，通过预期时间内衰变降低其剂量率，提高HIC容器装填量，保证HIC预期寿命内性能的完整性。
实用新型内容
本实用新型的目的在于：提供一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，其可以对表面剂量率较高(≥10Sv)的废滤芯进行暂存。
为达到上述发明目的，本实用新型提供了一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，其包括：下底板、设置于下底板上的屏蔽侧壁、设置于屏蔽侧壁顶端的上封盖，以及组接于屏蔽侧壁外侧的支座。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述屏蔽侧壁包括内筒、外筒，以及位于内筒和外筒之间的铅屏蔽层。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述下底板和内筒围成收容空间，收容空间包括上收容空间和下收容空间，且上收容空间的内径大于下收容空间的内径。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述上收容空间上方设有导引空间，导引空间的周围设有锥筒。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述内筒和外筒之间设有若干个筋板。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述内筒和外筒之间设有均匀分布的三个筋板，三个筋板位于同一水平面且彼此间的夹角为120度。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述支座为滑动支座。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述下底板上设有外接管。
作为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的一种改进，所述下底板呈向下弯曲的弧面设置。
相对于现有技术，本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器至少具有以下优点：
1.内筒的顶端设有锥筒，可以增大入口的截面积，降低废滤芯进入容器的投递难度，即使在废滤芯的抓具对中存在较大误差的情况下也可以保证废滤芯的顺利存入和取出。
2.下底板采用弧面设置，既有利于容器内残留液体的排出，也有利于废滤芯的平稳放置。
3.本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的上部无需设置密封容器盖，结构简单。本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的顶部距离其存放空间的顶部(即地面)有较大距离，空间上部可以通过足够厚度的水泥封盖，保证屏蔽作用。如此，即可以减轻设备重量、降低制造成本，也可以方便存取废滤芯。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器及其技术效果进行详细说明，附图中：
图1为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的剖视示意图。
图2为本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的安装示意图。
图3为图2中圆圈部A的局部放大示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的发明目的、技术方案和技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并非为了限定本实用新型。
请参照图1所示，本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器包括：下底板10、安装于下底板10上的屏蔽侧壁20、设置于屏蔽侧壁20顶端的上封盖30，以及设置于屏蔽侧壁20外侧的支座70。
下底板10呈向下弯曲的弧面设置，其上设有外接管100，以排出在存放废滤芯期间可能产生的液滴。如此，不仅有利于容器内残留液体的排出，也有利于废滤芯在容器内的平稳放置。
屏蔽侧壁20焊接于下底板上，其包括内筒200、外筒202，以及设置于内筒200和外筒202之间的屏蔽层204。
根据本实用新型的一个优选实施方式，内筒200和外筒202都采用不锈钢材料制成，屏蔽层204为铅屏蔽层。铅屏蔽层204采用灌铅工艺获得，所使用的铅锭纯度满足GB1470-2005中Pb1的要求(铅含量≥99.994％)，铅冷却后的密度不小于10.8g/cm3，厚度不小于7cm。此外，铅屏蔽层204中不得有气泡等缺陷，以确保防辐射能力。
请一并参阅图1和图3所示，下底板10和内筒200共同围成用于收容废滤芯的收容空间50。收容空间50包括：位于容器上部的导引空间500，与导引空间500相连的上收容空间502，以及位于上收容空间502下方的下收容空间504，其中，上收容空间502和下收容空间504的内径均大于废滤芯的直径，且上收容空间502的内径大于下收容空间504的内径，可以防止在操作中抓具在没有完全竖直的情况取出滤芯时滤芯卡在内筒200上。围绕导引空间500设有锥筒40，锥筒40呈倒置的锥台形，可方便将废滤芯顺利地放入收容空间50中。在图示实施方式中，下收容空间504和上收容空间502可以以上下堆码的方式稳定地存放两个不同尺寸的废滤芯。
请继续参阅图1所示，为了保证内筒200与外筒202之间的同心圆度，在内筒200的外壁和外筒202的内壁之间焊接3个均匀分布的相同尺寸的筋板60，以保证内筒200和外筒202之间的间隙在各个角度上都保持相等。在图示实施方式中，内筒200和外筒202之间靠近容器的顶部焊有三块筋板60，三块筋板60分布在同一水平面且彼此间的夹角为120°。
支座70设置在外筒202的中间位置处。在图示实施方式中，为了防止现场安装墙面误差过大，支座70采用滑动支座，便于在实际安装过程进行调整。
以下结合图1至图3所示，详细说明本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的组装过程：
1)按照尺寸要求制造本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的各个零件；
2)将外接管100焊接于下底板10上，在外筒202的适当位置处焊接支座70，并将锥筒40上焊好筋板60后焊接在内筒200上；
3)将组装好的内筒200的底部焊接在下底板10上，将外筒202的底部焊接在下底板10上，上部与筋板60点焊；
4)在内筒200、外筒202形成的环形空间(未标注)内盛满水进行盛水试验，并计算出环形空间的实际体积和设备的实际重量，对所有焊缝进行渗透检测，并对内筒200、外筒202的内外表面酸洗钝化处理；
5)采用多种工艺保证灌铅达到要求的厚度和密度，例如：
方法一：将铅块加热融化后在模具中成型，铸造完成后用油压机压实挤出气泡，最后通过机加工切除灌铅多余部分至净尺寸；
方法二：将铅液直接在筒体内浇注，筒体加热并保持一定的高温，铅液平缓流入筒体型腔，液态铅的高度约为500mm时底部开始缓慢冷却，保持上部100～200mm范围为铅液态，并适时补充直至筒体被灌满，冷却后筒体型腔被完全填充；
方法三：为了防止铅液在冷凝后收缩，导致不锈钢外筒与铅屏蔽层之间形成间隙(0.3mm-0.4mm)，加工钢壳时可直接将铸铅空间加大1mm，以抵消铅液冷凝的收缩，保证铅层的厚度。
6)测定灌铅后设备总重，根据上述4)中的测定值，计算出铅层的密度，测出铅层的厚度，判定铅层是否满足要求；
7)铅层检查合格后，焊接上封盖30、锥筒40和外筒202；
8)再次进行盛水试验，试验合格后，再次进行表面酸洗钝化，处理完成后清洁设备，并用过滤的干燥空气吹干；
9)用螺塞将支座70上的M10螺纹孔封死；
10)对设备进行包装，完成暂存容器的加工制造。
结合以上对本实用新型的详细描述可以看出，相对于现有技术，本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器具有以下优点：
1.内筒200的顶端设有锥筒40，可以增大入口的截面积，降低废滤芯进入容器的投递难度，即使在废滤芯的抓具对中存在较大误差的情况下也可以保证废滤芯的顺利存入和取出。
2.下底板10采用向下弯曲的弧面设置，既有利于容器内残留液体的排出，也有利于废滤芯的平稳放置。
3.核电站高放射性废滤芯暂存容器的上部无需设置密封容器盖，结构简单。请参照图2所示，本实用新型核电站高放射性废滤芯暂存容器的顶部距离其存放空间的顶部(即地面)有较大距离，空间上部可以通过足够厚度的水泥封盖，保证屏蔽作用。如此，即可以减轻设备重量、降低制造成本，也可以方便存取废滤芯。
根据上述原理，本实用新型还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本实用新型构成任何限制。
Claims (9)
1.一种核电站高放射性废滤芯暂存容器，包括：下底板、设置于下底板上的屏蔽侧壁、设置于屏蔽侧壁顶端的上封盖，以及组接于屏蔽侧壁外侧的支座。
2.根据权利要求1所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述屏蔽侧壁包括内筒、外筒，以及位于内筒和外筒之间的铅屏蔽层。
3.根据权利要求2所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述下底板和内筒围成收容空间，收容空间包括上收容空间和下收容空间，且上收容空间的内径大于下收容空间的内径。
4.根据权利要求3所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述上收容空间上方设有导引空间，导引空间的周围设有锥筒。
5.根据权利要求2所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述内筒和外筒之间设有若干个筋板。
6.根据权利要求3所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述内筒和外筒之间设有均匀分布的三个筋板，三个筋板位于同一水平面且彼此间的夹角为120度。
7.根据权利要求1所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述支座为滑动支座。
8.根据权利要求1至7中任一项所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述下底板上设有外接管。
9.根据权利要求1至7中任一项所述的核电站高放射性废滤芯暂存容器，其特征在于：所述下底板呈向下弯曲的弧面设置。
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