CN211404077U - 一种核反应堆废料干式贮存容器 - Google Patents
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Abstract
本实用新型公开了一种核反应堆废料干式贮存容器，其包括：一圆柱形桶体，其侧壁由内至外依次包括：第一内壁层、第一铅屏蔽层、由不锈钢制成的第一外壳层以及第一中子吸收涂层；一用于封闭所述桶体开口的顶盖，其由下至上依次包括：第二内壁层、第二铅屏蔽层、由不锈钢制成的第二外壳层以及第二中子吸收涂层；以及一安装在所述桶体中的由不锈钢制成的乏燃料吊篮，其外表面上涂布有第三中子吸收涂层；其中，所述第一中子吸收涂层、第二中子吸收涂层和第三中子吸收涂层均为非晶合金涂层或B4C/Al复合涂层，且它们的厚度均为0.3～1mm。本实用新型不仅可满足放射性物质的贮存、转运、运输等的结构和辐射安全要求，而且体积更为紧凑，造价更低。
Description
技术领域
本实用新型涉及一种核电站废料贮存技术，尤其涉及一种核反应堆废料干式贮存容器。
背景技术
一般，每台百万千瓦级核电机组每年可卸出25t核废料，据有关统计资料，目前我国积累的核废料已达到1000t以上。目前国内外大部分核废料的贮存方式采用“湿式”贮存(即将乏燃料存放于水池的格架上)和“干式”贮存，其中，“干式”贮存方法所采用的干式贮存容器兼有贮存和运输核废料的功能。由于核反应堆卸出的核废料具有极强的放射性，伴有一定的中子发射率，需在乏燃料水池中贮存一段时间，以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉，并带走其衰变热，因此，贮存核废料用的容器不仅要求具有高热中子吸收能力，还需要具有高强度、耐高温腐蚀、耐辐照、热膨胀系数低等特点。
目前，国外使用的核废料贮运设备和格架材料主要为含硼钢、硼铝合金、B4C/Al复合材料、含镉-钆中子吸收材料、有机聚合物等，其中，含硼钢中的硼含量低，对热中子和超热中子的吸收能力低，中子吸收能力差，难以满足核废料的贮运，且含硼钢和硼铝合金的硼含量低且随着含量增高而强度下降；镉-钆材料则易产生中子毒物，有机聚合物难耐高温，在辐照条件下易老化；B4C/Al复合材料虽然具有低密度、高热导率、良好的力学性能以及高的中子吸收能力，并且已经在国外得到应用，但该材料的缺点在于价格较高，无法大规模推广应用；而有机聚合物如含硼聚乙烯属于非金属基中子吸收材料，其基体是非金属，所以不具备良好的机械结构性能，因此只能作为单一的功能材料使用，且此类材料的抗辐照、抗腐蚀性能都不是很好，在强剂量的辐照场下，聚乙烯易老化变脆限制材料的使用。
目前国内外常用的核废料贮存容器主要包括为：设置在容器内部由含硼钢构成的吊篮，且容器内壁由内之外依次包括：合金导热层、铅屏蔽层、树脂层和外壳层，由于这些材料的中子吸收能力较弱，因此为了满足国家要求的辐射屏蔽能力，容器的壁厚往往较厚，如容器的树脂层厚度至少为6cm以上、铅屏蔽层厚度至少为20cm，由此使得容器体积巨大、重量也较大，不利于容器在核电站内的存放和转运。鉴于上述情况，目前亟需对现有的核反应堆废料干式贮存容器进行改进。
实用新型内容
为了克服现有技术的问题，本实用新型旨在提供一种核反应堆废料干式贮存容器，以在满足辐射屏蔽要求的基础上减小容器壁厚和重量。
本实用新型所述的一种核反应堆废料干式贮存容器，包括：
一上端开口的圆柱形桶体，其侧壁由内至外依次包括：一第一内壁层、一第一铅屏蔽层、一由不锈钢制成的第一外壳层以及一第一中子吸收涂层；
一用于封闭所述桶体开口的顶盖，其由下至上依次包括：一第二内壁层、一第二铅屏蔽层、一由不锈钢制成的第二外壳层以及一第二中子吸收涂层；以及
一安装在所述桶体中的由不锈钢制成的乏燃料吊篮，其外表面上涂布有一第三中子吸收涂层；
其中，所述第一中子吸收涂层、第二中子吸收涂层和第三中子吸收涂层均为非晶合金涂层或B4C/Al复合涂层，且它们的厚度均为0.3～1mm。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述第一内壁层和第二内壁层均由铝合金制成，且它们的厚度均不小于1cm。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述第一铅屏蔽层和第二铅屏蔽层的厚度均不小于5cm。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述第一外壳层和第二外壳层的厚度均不小于1cm。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述第一中子吸收涂层、第二中子吸收涂层和第三中子吸收涂层均具有若干空隙，且它们的孔隙率均小于1％。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述乏燃料吊篮通过若干沿所述第一内壁层均匀间隔布置的吊篮固定装置固定安装在所述桶体内。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，每个所述吊篮固定装置具有一与所述第一内壁层贴合且焊接连接的外弧面以及一与所述乏燃料吊篮的部分外表面形状配合的内表面，且所述吊篮固定装置的高度与所述乏燃料吊篮的高度一致。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述吊篮固定装置的数量为四个，且每两个所述吊篮固定装置之间相隔90°。
在上述的核反应堆废料干式贮存容器中，所述乏燃料吊篮呈格栅结构。
基于上述技术方案，本实用新型通过采用厚度不大于1mm且由B4C/Al或非晶合金制成的中子吸收涂层与不锈钢基体相配合，由此充分利用中子吸收涂层的高中子吸收能力，从而相较于传统的核废料贮存容器，容积减少20％以上，容器净重减少30％以上，进而在满足辐射屏蔽要求的基础上极大地减小了容器壁厚和重量，为核废料处理提供了更为经济的解决方案，可在满足容器的结构强度要求的同时达到放射性屏蔽的目的。
附图说明
图1是本实用新型一种核反应堆废料干式贮存容器的横向剖视图；
图2是本实用新型一种核反应堆废料干式贮存容器的纵向剖视图。
具体实施方式
下面将结合附图对本实用新型作进一步说明。
请参阅图1和图2，本实用新型的一种核反应堆废料干式贮存容器，包括：上端开口的圆柱形桶体1、用于封闭桶体1开口的顶盖2以及安装在桶体1中的乏燃料吊篮3。
具体来说，桶体1的侧壁由内至外依次包括：第一内壁层11、第一铅屏蔽层12、第一外壳层13以及第一中子吸收涂层14，其中：
第一内壁层11起到密封铅材料和导热的作用，其采用铝合金材料制成，且厚度不小于1cm；
第一铅屏蔽层12用于屏蔽径向的伽马辐射，其厚度不小于5cm；
第一外壳层13采用316L不锈钢材料制成，其厚度不小于1cm；
第一中子吸收涂层14采用超音速热喷涂工艺加工而成，其材质为非晶合金或B4C/Al，其中硼含量为15～30％，该第一中子吸收涂层14的厚度为0.3～1mm，其孔隙率小于1％，结合力高于50Mpa。
顶盖2由下至上依次包括：第二内壁层21(其材质、厚度均与第一内壁层11一致)、第二铅屏蔽层22(其材质、厚度均与第一铅屏蔽层12一致)、第二外壳层23(其材质、厚度均与第一外壳层13一致)以及第二中子吸收涂层24(其材质、厚度均与第一中子吸收涂层14一致)；在本实施例中，顶盖2通过螺栓与桶体1密封连接。
乏燃料吊篮3为格栅结构(在本实施例中包括对称分布的24格)，每一格用于贮存一组乏燃料组件4；乏燃料吊篮3采用316L不锈钢材料制成，其外表面上通过超音速热喷涂工艺涂布有第三中子吸收涂层31，该第三中子吸收涂层31能有效降低中子的Keff系数并吸收部分热中子，同时提高乏燃料吊篮3的耐腐蚀能力，其材质为非晶合金或B4C/Al，其中硼含量不低于15％，该第三中子吸收涂层31的厚度为0.3～1mm，其孔隙率小于1％，结合力高于50Mpa；在本实施例中，乏燃料吊篮3通过四个吊篮固定装置5安装在桶体1内，四个吊篮固定装置5沿桶体1的第一内壁层11均匀间隔布置(即，每两个吊篮固定装置5之间相隔90°)，并与内壁层11焊接固定，每个吊篮固定装置5具有与第一内壁层11贴合的外弧面以及与乏燃料吊篮3的部分外表面形状配合的内表面，且吊篮固定装置5的高度与乏燃料吊篮3的高度一致。
综上所述，本实用新型不仅可满足放射性物质的贮存、转运、运输等的结构和辐射安全要求，而且相较于国内外同类产品，本实用新型容器的体积更为紧凑，便于核电站贮存和运输，且造价更低。
以上实施例仅供说明本实用新型之用，而非对本实用新型的限制，有关技术领域的技术人员，在不脱离本实用新型的精神和范围的情况下，还可以作出各种变换或变型，因此所有等同的技术方案也应该属于本实用新型的范畴，应由各权利要求所限定。
Claims (9)
1.一种核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述容器包括：
一上端开口的圆柱形桶体，其侧壁由内至外依次包括：一第一内壁层、一第一铅屏蔽层、一由不锈钢制成的第一外壳层以及一第一中子吸收涂层；
一用于封闭所述桶体开口的顶盖，其由下至上依次包括：一第二内壁层、一第二铅屏蔽层、一由不锈钢制成的第二外壳层以及一第二中子吸收涂层；以及
一安装在所述桶体中的由不锈钢制成的乏燃料吊篮，其外表面上涂布有一第三中子吸收涂层；
其中，所述第一中子吸收涂层、第二中子吸收涂层和第三中子吸收涂层均为非晶合金涂层或B4C/Al复合涂层，且它们的厚度均为0.3～1mm。
2.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述第一内壁层和第二内壁层均由铝合金制成，且它们的厚度均不小于1cm。
3.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述第一铅屏蔽层和第二铅屏蔽层的厚度均不小于5cm。
4.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述第一外壳层和第二外壳层的厚度均不小于1cm。
5.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述第一中子吸收涂层、第二中子吸收涂层和第三中子吸收涂层均具有若干空隙，且它们的孔隙率均小于1％。
6.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述乏燃料吊篮通过若干沿所述第一内壁层均匀间隔布置的吊篮固定装置固定安装在所述桶体内。
7.根据权利要求6所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，每个所述吊篮固定装置具有一与所述第一内壁层贴合且焊接连接的外弧面以及一与所述乏燃料吊篮的部分外表面形状配合的内表面，且所述吊篮固定装置的高度与所述乏燃料吊篮的高度一致。
8.根据权利要求6所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述吊篮固定装置的数量为四个，且每两个所述吊篮固定装置之间相隔90°。
9.根据权利要求1所述的核反应堆废料干式贮存容器，其特征在于，所述乏燃料吊篮呈格栅结构。
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2019
- 2019-12-23 CN CN201922329794.7U patent/CN211404077U/zh active Active
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