CN210667827U - 一种用于高放射性剂量的样品取样装置 - Google Patents
一种用于高放射性剂量的样品取样装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN210667827U CN210667827U CN201921306215.0U CN201921306215U CN210667827U CN 210667827 U CN210667827 U CN 210667827U CN 201921306215 U CN201921306215 U CN 201921306215U CN 210667827 U CN210667827 U CN 210667827U
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- radiation shielding
- container
- waste collection
- layer
- radioactive waste
- 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
Links
Images
Landscapes
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
本实用新型公开了一种用于高放射性剂量的样品取样装置，包括辐射屏蔽材料层构成的箱体结构和设置在箱体结构内部的放射性废料收集容器，其中放射性废料收集容器外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层。本实用新型可以达到以下效果：采用柜体辐射屏蔽及柜体内部放射性废料收集容器辐射屏蔽双层屏蔽，可大幅降低柜体辐射屏蔽层的厚度、屏蔽材料用量、设备重量、简化设备结构，并可有效提高辐射屏蔽效率、降低取样装置柜体外表面的放射性剂量水平。
Description
技术领域
本实用新型涉及核屏蔽领域，具体一种用于高放射性剂量的样品取样装置。
背景技术
一回路水化学监测和控制是核电厂运行管理的一项重要工作，关系到整个电厂的安全、稳定和经济运行。核取样系统作为一回路水化学监测实现的重要手段，其作用是在核电厂正常运行期间、事故及事故后工况下从各工艺系统中采集具有代表性的液体或气体样品，供化学分析和放化分析。在进行样品取样时，由于样品带有放射性，存在高度危险性，须对取样系统装置设置必要的辐射防护措施，降低取样装置外表面的辐射剂量率，以避免放射性剂量水平较高对操作人员和环境造成危害。通常，在核电站放射性样品取样期间，对取样装置设备外表面或取样间辐射剂量水平有一定的要求，必须低于取样操作人员可接受的剂量水平。因此，核电站的取样系统设备均设置有辐射防护装置。
目前，已有核电站的取样系统设备主要以手套箱或钢制柜体式结构为主，手套箱式取样装置为封闭的箱体，所有的设备均在手套箱内部，取样操作时隔着手套箱的屏蔽手套进行取样操作，适合于放射性剂量水平较低的样品取样。钢制柜体式取样装置其所有的阀门设备均须在柜体外部面板集中操作，仅通过柜体钢板无法满足辐射屏蔽需求，通常须采用一定厚度的铅板或铅颗粒对柜体外层进行辐射屏蔽，由于铅的密度大，对于高放射性剂量水平的取样设备，上述辐射屏蔽方法会使得柜体辐射屏蔽层的厚度和设备重量大幅提高，增加设备的加工难度及成本。
因此设计一种辐射屏蔽结构简单、屏蔽效率高的辐射屏蔽方法用于高放射性剂量样品取样装置十分必要。
实用新型内容
本实用新型目的在于提供一种用于高放射性剂量的样品取样装置，提出一种分结构屏蔽的设计方案，从而使得在满足屏蔽要求的条件下使得屏蔽结构体积小、重量轻的目的。
本实用新型通过下述技术方案实现：
一种用于高放射性剂量的样品取样装置，包括辐射屏蔽材料层构成的箱体结构和设置在箱体结构内部的放射性废料收集容器，其中放射性废料收集容器外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层。
本实用新型的设计原理为：由于现有的放射性剂量样品取样装置一般是针对低放射剂量样品，因此其结构是将放射性废料收集容器设置在一个外屏蔽结构内即可，为了解决对高放射剂量样品的屏蔽，一般的做法是将外屏蔽结构的厚度增加，从而满足屏蔽要求，经过计算，假设对于放射性介质为I-133，其浓度为1.11×1015Bq/m3的放射性废料，其对外屏蔽结构的厚度设置到约200mm时，其放射剂量为2.69mSv/h，因此需要达到满足要求的放射剂量，则还需增加结构厚度，这会使得在该结构厚度条件下，其结构尺寸将会扩大、且重量增加非常多。这会使得操作和制造极为不便。为了解决该问题，本实用新型采用分层构造屏蔽结构的设计思想，其先在放射性废料收集容器外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层，容器辐射屏蔽层可以将放射性废料收集容器的大部分放射剂量屏蔽，而其余的放射剂量则利用辐射屏蔽材料层完成屏蔽，由于放射性废料收集容器的体积相比于辐射屏蔽材料层的体积要小的多，因此即使对放射性废料收集容器构建较厚的容器辐射屏蔽层也不会对结构体积和重量增加太多。相比只采用柜体单层辐射屏蔽，本实用新型采用柜体辐射屏蔽及柜体内部放射性废料收集容器进行辐射屏蔽的双层屏蔽，可大幅降低辐射屏蔽材料层(柜体辐射屏蔽层)的厚度、屏蔽材料用量、设备重量、简化设备结构，并可有效提高辐射屏蔽效率、降低取样装置柜体外表面的放射性剂量水平。其中本实用新型以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层，其目的是尽可能的在满足屏蔽指标的情况下，让容器辐射屏蔽层的结构体积和重量降低。
优选的，为了降低对放射性废料收集容器屏蔽时材料的需求，所述放射性废料收集容器以轴线与地面垂直的方式竖直放置，所述容器辐射屏蔽层包括容器壁侧辐射屏蔽层、容器顶侧辐射屏蔽层，所述容器壁侧辐射屏蔽层套装在放射性废料收集容器侧壁圆周上；所述容器顶侧辐射屏蔽层套装载放射性废料收集容器的进料管的侧壁圆周上，且容器顶侧辐射屏蔽层、容器壁侧辐射屏蔽层相邻设置。从上看出，将放射性废料收集容器竖直放置时，其端底部由于朝向底面因此，可以不需设置屏蔽，其在侧部、顶部进行屏蔽，放置对人体造成伤害。
优选的，所述辐射屏蔽材料层外侧设置有柜体外侧框体，所述辐射屏蔽材料层内侧设置有柜体内侧框体，所述柜体外侧框体、柜体内侧框体、辐射屏蔽材料层组成钢制柜体结构。
优选的，所述放射性废料收集容器为一管式容器。
优选的，辐射屏蔽材料层的厚度为5～200mm。
优选的，容器辐射屏蔽层的厚度为5～300mm。
优选的，辐射屏蔽材料层厚度为50mm，容器辐射屏蔽层的层厚度为200mm。
优选的，辐射屏蔽材料层厚度为200mm，容器辐射屏蔽层的层厚度为50mm。
优选的，辐射屏蔽材料层、容器辐射屏蔽层为铅板或铅颗粒组成的层状结构。
优选的，辐射屏蔽材料层、容器辐射屏蔽层为铅颗粒组成的层状结构，其铅颗粒的填充密度≥7g/cm3。
本实用新型可以达到以下效果：采用柜体辐射屏蔽及柜体内部放射性废料收集容器辐射屏蔽双层屏蔽，可大幅降低柜体辐射屏蔽层的厚度、屏蔽材料用量、设备重量、简化设备结构，并可有效提高辐射屏蔽效率、降低取样装置柜体外表面的放射性剂量水平。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本实用新型实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本实用新型实施例的限定。在附图中：
附图1本实用新型的结构示意图。
附图2为附图1的B-B向结构示意图。
附图3为附图1的A-A向结构示意图。
图中的附图标记分别表示为：
1、钢制柜体结构；1-1、柜体外侧框体；1-2、柜体内侧框体；2、辐射屏蔽材料层；3、放射性废料收集容器；4、容器壁侧辐射屏蔽层；5、出料管；6、进料管；7、容器顶侧辐射屏蔽层。
具体实施方式
为使本实用新型的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本实用新型作进一步的详细说明，本实用新型的示意性实施方式及其说明仅用于解释本实用新型，并不作为对本实用新型的限定。
实施例1
如图1：一种用于高放射性剂量的样品取样装置，包括辐射屏蔽材料层2构成的箱体结构和设置在箱体结构内部的放射性废料收集容器3，其中放射性废料收集容器3外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层。
本实用新型的设计原理为：由于现有的放射性剂量样品取样装置一般是针对低放射剂量样品，因此其结构是将放射性废料收集容器设置在一个外屏蔽结构内即可，为了解决对高放射剂量样品的屏蔽，一般的做法是将外屏蔽结构的厚度增加，从而满足屏蔽要求，经过计算，假设对于放射性介质为I-133，其浓度为1.11×1015Bq/m3的放射性废料，其对外屏蔽结构的厚度设置到约200mm时，其放射剂量为2.69mSv/h，因此需要达到满足要求的放射剂量，则还需增加结构厚度，这会使得在该结构厚度条件下，其结构尺寸将会扩大、且重量增加非常多。这会使得操作和制造极为不便。为了解决该问题，本实用新型采用分层构造屏蔽结构的设计思想，其先在放射性废料收集容器3外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层，容器辐射屏蔽层可以将放射性废料收集容器3的大部分放射剂量屏蔽，而其余的放射剂量则利用辐射屏蔽材料层2完成屏蔽，由于放射性废料收集容器3的体积相比于辐射屏蔽材料层2的体积要小的多，因此即使对放射性废料收集容器3构建较厚的容器辐射屏蔽层也不会对结构体积和重量增加太多。相比只采用柜体单层辐射屏蔽，本实用新型采用柜体辐射屏蔽及柜体内部放射性废料收集容器进行辐射屏蔽的双层屏蔽，可大幅降低辐射屏蔽材料层(2)(柜体辐射屏蔽层)的厚度、屏蔽材料用量、设备重量、简化设备结构，并可有效提高辐射屏蔽效率、降低取样装置柜体外表面的放射性剂量水平。其中本实用新型以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层，其目的是尽可能的在满足屏蔽指标的情况下，让容器辐射屏蔽层的结构体积和重量降低。
实施例2
如图1、图2、图3所示：
在实施例1的基础上，
所述辐射屏蔽材料层2外侧设置有柜体外侧框体1-1，所述辐射屏蔽材料层2内侧设置有柜体内侧框体1-2，所述柜体外侧框体1-1、柜体内侧框体1-2、辐射屏蔽材料层2组成钢制柜体结构1。
所述放射性废料收集容器3以轴线与地面垂直的方式竖直放置，所述容器辐射屏蔽层包括容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7，所述容器壁侧辐射屏蔽层4套装在放射性废料收集容器3侧壁圆周上；所述容器顶侧辐射屏蔽层7套装载放射性废料收集容器(3)的进料管的侧壁圆周上，且容器顶侧辐射屏蔽层7、容器壁侧辐射屏蔽层4相邻设置。从上看出，将放射性废料收集容器竖直放置时，其端底部由于朝向底面因此，可以不需设置屏蔽，其在侧部、顶部进行屏蔽，放置对人体造成伤害
放射性废料从图2中的进料管6进入，进入到放射性废料收集容器3内，排料时，从放射性废料收集容器底部的出料管5排出。
放射性废料收集容器内设最高的放射性介质为I-133，其浓度为1.11×1015Bq/m3。柜体外侧框体1-1、柜体内侧框体1-2厚度为5mm；放射性废料收集容器为不锈钢容器，壁厚为5mm、容器容积为4L，放射性废液容积为3L；辐射屏蔽材料层2及容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7的屏蔽材料均为铅颗粒，填充密度为约7g/cm3。辐射屏蔽材料层2厚度为200mm，容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7的厚度各为50mm时，计算得到取样装置柜体外表面处最大辐射当量剂量率为0.206mSv/h。
实施例3：
如图1、图2、图3所示：
在实施例1的基础上，
所述辐射屏蔽材料层2外侧设置有柜体外侧框体1-1，所述辐射屏蔽材料层2内侧设置有柜体内侧框体1-2，所述柜体外侧框体1-1、柜体内侧框体1-2、辐射屏蔽材料层2组成钢制柜体结构1。
所述放射性废料收集容器3以轴线与地面垂直的方式竖直放置，所述容器辐射屏蔽层包括容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7，所述容器壁侧辐射屏蔽层4套装在放射性废料收集容器3侧壁圆周上；所述容器顶侧辐射屏蔽层7套装载放射性废料收集容器3的进料管的侧壁圆周上，且容器顶侧辐射屏蔽层7、容器壁侧辐射屏蔽层4相邻设置。从上看出，将放射性废料收集容器竖直放置时，其端底部由于朝向底面因此，可以不需设置屏蔽，其在侧部、顶部进行屏蔽，放置对人体造成伤害
放射性废料从图2中的进料管6进入，进入到放射性废料收集容器3内，排料时，从放射性废料收集容器底部的出料管5排出。
放射性废料收集容器内设最高的放射性介质为I-133，其浓度为1.11×1015Bq/m3。柜体外侧框体1-1、柜体内侧框体1-2厚度为5mm；放射性废料收集容器为不锈钢容器，壁厚为5mm、容器容积为4L，放射性废液容积为3L；辐射屏蔽材料层2及容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7的屏蔽材料均为铅颗粒，填充密度为约7g/cm3。辐射屏蔽材料层2厚度为50mm，容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7的厚度各为200mm时，计算得到取样装置柜体外表面处最大辐射当量剂量率为0.107mSv/h。
从上实施例2和实施例3对比来看，由于实施例3辐射屏蔽材料层2厚度小，因此整个结构的尺寸来说，实施例3的体积小于实施例2，虽然实施例3的容器壁侧辐射屏蔽层4、容器顶侧辐射屏蔽层7的厚度大于实施例2的厚度，但由于放射性废料收集容器3体积小，因此，实施例3的结构在重量和体积上整体优于实施例2，同时，实施例3的屏蔽效果还由于实施例2的结构。
以上所述的具体实施方式，对本实用新型的目的、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，以上所述仅为本实用新型的具体实施方式而已，并不用于限定本实用新型的保护范围，凡在本实用新型的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本实用新型的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种用于高放射性剂量的样品取样装置，包括辐射屏蔽材料层(2)构成的箱体结构和设置在箱体结构内部的放射性废料收集容器(3)，其特征在于，其中放射性废料收集容器(3)外以零间隙的距离套有容器辐射屏蔽层；
所述放射性废料收集容器(3)以轴线与地面垂直的方式竖直放置，所述容器辐射屏蔽层包括容器壁侧辐射屏蔽层(4)、容器顶侧辐射屏蔽层(7)，所述容器壁侧辐射屏蔽层(4)套装在放射性废料收集容器(3)侧壁圆周上；所述容器顶侧辐射屏蔽层(7)套装载放射性废料收集容器(3)的进料管的侧壁圆周上，且容器顶侧辐射屏蔽层(7)、容器壁侧辐射屏蔽层(4)相邻设置。
2.根据权利要求1所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，所述辐射屏蔽材料层(2)外侧设置有柜体外侧框体(1-1)，所述辐射屏蔽材料层(2)内侧设置有柜体内侧框体(1-2)，所述柜体外侧框体(1-1)、柜体内侧框体(1-2)、辐射屏蔽材料层(2)组成钢制柜体结构(1)。
3.根据权利要求1所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，所述放射性废料收集容器(3)为一管式容器。
4.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，辐射屏蔽材料层(2)的厚度为5～200mm。
5.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，容器辐射屏蔽层的厚度为5～300mm。
6.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，辐射屏蔽材料层(2)厚度为50mm，容器辐射屏蔽层的层厚度为200mm。
7.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，辐射屏蔽材料层(2)厚度为200mm，容器辐射屏蔽层的层厚度为50mm。
8.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，辐射屏蔽材料层(2)、容器辐射屏蔽层为铅板或铅颗粒组成的层状结构。
9.根据权利要求1-3中任意一项所述的一种用于高放射性剂量的样品取样装置，其特征在于，辐射屏蔽材料层(2)、容器辐射屏蔽层为铅颗粒组成的层状结构，其铅颗粒的填充密度≥7g/cm3。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201921306215.0U CN210667827U (zh) | 2019-08-13 | 2019-08-13 | 一种用于高放射性剂量的样品取样装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201921306215.0U CN210667827U (zh) | 2019-08-13 | 2019-08-13 | 一种用于高放射性剂量的样品取样装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN210667827U true CN210667827U (zh) | 2020-06-02 |
Family
ID=70815832
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201921306215.0U Active CN210667827U (zh) | 2019-08-13 | 2019-08-13 | 一种用于高放射性剂量的样品取样装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN210667827U (zh) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113406688A (zh) * | 2021-06-23 | 2021-09-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种摆动式核废料桶剂量检测装置 |
| CN114199625A (zh) * | 2021-12-13 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于核电站严重事故后的核取样装置 |
| CN114509462A (zh) * | 2022-02-18 | 2022-05-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种放射性试样的扫描电镜屏蔽样品座及系统 |
-
2019
- 2019-08-13 CN CN201921306215.0U patent/CN210667827U/zh active Active
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113406688A (zh) * | 2021-06-23 | 2021-09-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种摆动式核废料桶剂量检测装置 |
| CN114199625A (zh) * | 2021-12-13 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于核电站严重事故后的核取样装置 |
| CN114509462A (zh) * | 2022-02-18 | 2022-05-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种放射性试样的扫描电镜屏蔽样品座及系统 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN210667827U (zh) | 一种用于高放射性剂量的样品取样装置 | |
| CN109300562B (zh) | 一种放射源的倒装工装及倒装工装的使用方法 | |
| US11676736B2 (en) | Ventilated metal storage overpack (VMSO) | |
| CN108648842B (zh) | 一种核燃料后处理厂物料产品杯 | |
| CN101625907A (zh) | 防止乏燃料辐射的屏蔽盖 | |
| CN203673837U (zh) | 放射性废物固化体盛装容器 | |
| CN102982857B (zh) | 聚乙烯高整体性容器暂存库 | |
| JPS63760B2 (zh) | ||
| CN202142308U (zh) | 一种长寿命废放射源整备多层包装长期贮存容器 | |
| KR101556509B1 (ko) | 사용후핵연료의 파이로 공정 시설 | |
| CN218413992U (zh) | 一种降低底部沉积源项的反应堆装置 | |
| CN112820436A (zh) | 一种贮存密封装置及转运维护方法 | |
| JP2012198105A (ja) | 放射性物質輸送貯蔵容器の仕立作業方法およびその仕立作業用蓋部補助遮蔽体 | |
| RU93175U1 (ru) | Облучательная сборка для получения радиоактивных медицинских изотопов в атомном канальном реакторе | |
| CN207883333U (zh) | 一种自排水式水下放射性异物屏蔽装置 | |
| CN219642559U (zh) | 一种适用于核反应堆放射性探头的储运装置 | |
| CN216647866U (zh) | 一种医用放射性同位素运输容器 | |
| CN220821115U (zh) | 一种辐射屏蔽装置及乏燃料运输容器 | |
| CN212724747U (zh) | 一种堆外核测中间量程探测器运输存储一体化屏蔽容器 | |
| CN220584935U (zh) | 一种适用于核电站放射性控制棒导向筒的贮存装置 | |
| CN210325228U (zh) | 放射源屏蔽结构 | |
| Abolaban | Design of A Fuel Storage Cask Using Cygas Code for Multi Layered Shielding Analysis | |
| CN211207989U (zh) | 一种ap1000主泵的屏蔽装置 | |
| Wang et al. | Study of the Regular Pattern Between the Geometric Characteristics of Radioactive Package and Its External Radiation Dose Rate | |
| Bhargava et al. | Shield assessment of the radioactive waste storage facility |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |