CN215600101U - 一种激活后二次中子源的运输装置 - Google Patents

一种激活后二次中子源的运输装置 Download PDF

Info

Publication number
CN215600101U
CN215600101U CN202122018311.9U CN202122018311U CN215600101U CN 215600101 U CN215600101 U CN 215600101U CN 202122018311 U CN202122018311 U CN 202122018311U CN 215600101 U CN215600101 U CN 215600101U
Authority
CN
China
Prior art keywords
neutron source
secondary neutron
cylinder body
cavity
heat conduction
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
CN202122018311.9U
Other languages
English (en)
Inventor
胡汝平
邓平赳
何洋
闫壁重
李振卿
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.)
Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Liaoning Hongyanhe Nuclear Power 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 Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co Ltd filed Critical Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202122018311.9U priority Critical patent/CN215600101U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN215600101U publication Critical patent/CN215600101U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型提供一种激活后二次中子源的运输装置,包括乏燃料运输容器、二次中子源适配器和导热盒;乏燃料运输容器为防辐射的密封式容器,包括筒体和端盖;筒体内空腔设有第一和第二安装位;端盖活动的安装于筒体的开口端上方,并在盖设时与筒体形成密封连接;二次中子源适配器有若干个,均固定于筒体空腔内相应一个第一安装位上且均形成有用于固定一组二次中子源的固定位;导热盒有若干个,均对应固定于筒体空腔内相应一个第二安装位上,且固定之后实现环绕所有二次中子源适配器四周布置,以隔离所有二次中子源与筒体的空腔内壁接触。实施本实用新型,能实现激活后二次中子源的安全运输,不仅实用性强,使用便捷,而且避免了辐射污染。

Description

一种激活后二次中子源的运输装置
技术领域
本实用新型涉及核电技术领域,尤其涉及一种激活后二次中子源的运输装置。
背景技术
根据反应堆原始设计,一般首循环采购两组一次中子源(252Cf)组件和两组二次中子源(Sb-Be)组件。其中,一次中子源在首循环使用,用于首次装料启动;二次中子源在首循环进行激活,供后续循环替代一次中子源供反应堆换料后启动使用,且激活后的二次中子源具有中子和γ放射性,同时具有一定衰变热。
目前,本机组换料大修装料启动的一次中子源所有操作均有水屏蔽层,因此不涉及运输。
然而,用于其它机组换料大修装料启动或用于其它机组首循环装料启动的二次中子源需要在限定的时间内将其进行转运至目标机组,一旦处理不当,则容易导致辐射污染,造成严重的核安全隐患。
因此,亟需一种激活后二次中子源的运输装置,用以解决二次中子源运输难题。
实用新型内容
本实用新型实施例所要解决的技术问题在于,提供一种激活后二次中子源的运输装置,能实现激活后二次中子源的安全运输,不仅实用性强,使用便捷,而且避免了辐射污染。
为了解决上述技术问题,本实用新型实施例提供了一种激活后二次中子源的运输装置,包括乏燃料运输容器、二次中子源适配器和导热盒;其中,
所述乏燃料运输容器为采用防辐射材质制作而成的密封式容器,包括筒体和端盖;所述筒体内形成有空腔,且该空腔内设有用于安装所述二次中子源适配器的第一安装位和用于安装所述导热盒的第二安装位;所述端盖活动的安装于所述筒体的开口端上方,并在其盖设于所述筒体的上方时与所述筒体形成密封连接;
所述二次中子源适配器有若干个;每一个二次中子源适配器均固定于所述筒体的空腔内相应一个第一安装位上,且每一个二次中子源适配器上均形成有用于固定一组二次中子源的固定位;
所述导热盒有若干个;每一个导热盒均对应固定于所述筒体的空腔内相应一个第二安装位上,且固定之后的所有导热盒实现环绕所有二次中子源适配器四周布置,以隔离所有二次中子源适配器上二次中子源与所述筒体的空腔内壁接触。
其中,所述乏燃料运输容器采用的型号为NAC-STC或ENUN24P。
其中,每一个二次中子源适配器均为模拟燃料组件。
其中,每一个二次中子源适配器均为预先订制加工的模拟燃料组件骨架。
其中,每一个导热盒的结构相同,且均采用具有导热效果及辐射屏蔽效果的材质制作而成。
其中,还包括:用于增加筒体轴向辐射屏蔽效果的减震器;其中,
所述减震器设置于所述筒体的空腔底壁及/或空腔开口端面上。
实施本实用新型实施例,具有如下有益效果:
1、本实用新型实施例,采用防辐射的密封式乏燃料运输容器运输二次中子源,通过具有导热效果及辐射屏蔽效果的导热盒环绕所有二次中子源适配器四周布置,以隔离所有二次中子源适配器上二次中子源与乏燃料运输容器筒体空腔接触,确保激活后二次中子源的安全运输,不仅实用性强,使用便捷,而且避免了辐射污染;
2、本实用新型实施例,还在乏燃料运输容器筒体空腔底壁及/或空腔开口端面上增设减震器,进一步地加强筒体轴向辐射屏蔽效果,提升安全性。
附图说明
为了更清楚地说明本实用新型实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本实用新型的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动性的前提下,根据这些附图获得其他的附图仍属于本实用新型的范畴。
图1为本实用新型实施例中提供的一种激活后二次中子源的运输装置的剖视图;
图2为图1中乏燃料运输容器的俯视图;
图3为图1中乏燃料运输容器装载两组二次中子源组件并配插24个导热盒的示意图;
图4为图1中乏燃料运输容器装载两组二次中子源组件并配插18个导热盒的示意图。
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,下面将结合附图对本实用新型作进一步地详细描述。
如图1和图2所示,为本实用新型实施例中,提供的一种激活后二次中子源的运输装置,包括乏燃料运输容器1、二次中子源适配器2和导热盒3;其中,
乏燃料运输容器1为采用防辐射材质制作而成的密封式容器,包括筒体11和端盖12;筒体1内形成有空腔,且该空腔内设有用于安装二次中子源适配器2的第一安装位和用于安装导热盒3的第二安装位;端盖12活动的安装于筒体11的开口端上方,并在其盖设于筒体11的上方时与筒体11形成密封连接;在一个实施例中,该乏燃料运输容器采用的型号为NAC-STC或ENUN24P。应当说明的时,为了增强辐射屏蔽效果,端盖12可以包括外盖和内盖。
二次中子源适配器2有若干个;每一个二次中子源适配器2均固定于筒体11的空腔内相应一个第一安装位上,且每一个二次中子源适配器2上均形成有用于固定一组二次中子源的固定位21;在一个实施例中,该二次中子源适配器2均为模拟燃料组件;在另一个实施例中,该二次中子源适配器2均为预先订制加工的模拟燃料组件骨架;在又一个实施例中,该二次中子源适配器2为模拟燃料组件和预先订制加工的模拟燃料组件骨架的混合。
导热盒3有若干个;每一个导热盒3均对应固定于筒体11的空腔内相应一个第二安装位上,且固定之后的所有导热盒3实现环绕所有二次中子源适配器2四周布置,以隔离所有二次中子源适配器2上二次中子源与筒体11的空腔内壁接触,使得该导热盒3可以增加运输过程中散热能力以及乏燃料运输容器1径向的屏蔽效果;在一个实施例中,该导热盒3的结构相同,且均采用具有导热效果及辐射屏蔽效果的材质制作而成,例如,该导热盒3可以是钢、铁及水泥形成的混凝土柱子。
在本实用新型实施例中,该运输装置还包括:用于增加筒体轴向屏蔽效果的减震器4;其中,减震器4设置于筒体11的空腔底壁及/或空腔开口端面上,进一步增加运输过程中乏燃料运输容器1前后方位的辐射屏蔽效果。
如图3和图4所示,为乏燃料运输容器装载两组二次中子源组件并配插若干个导热盒的应用场景图。在图3中,乏燃料运输容器装载配插24个导热盒;在图4中,乏燃料运输容器装载配插18个导热盒;其中,SSC代表二次中子源组件;D代表导热盒;
Figure BDA0003229731690000041
代表空位置。
本实用新型实施例中提供的一种激活后二次中子源的运输装置,具体用于核电站激活后的二次中子源运输的方法如下:
(1)将NAC-STC型号的乏燃料运输容器1吊至核电厂燃料厂房清洗井;
(2)实施开启外盖、充水排气等工作后,吊入装罐井,开启内盖并调整装罐井水位;
(3)开启装罐井与乏燃料水池之间的气闸门;
(4)将提前调配的24个导热盒3装入乏燃料运输容器1相应位置,即第二安装位;
(5)将2组模拟燃料组件吊至乏燃料水池就位,并将二次中子源组件配插至模拟燃料组件内,即该二次中子源适配器2均为模拟燃料组件;
(6)将2组配插好二次中子源组件的模拟燃料组件通过气闸门吊至乏燃料运输容器内,即二次中子源适配器2装入乏燃料运输容器1相应的第一安装位;
(7)关闭气闸门,回装内盖,乏燃料运输容器1吊至清洗井;
(8)实施充气排水、抽真空、氦检漏、回装外盖、去污、剂量检测等工作后,吊出燃料厂房;
(9)在燃料厂房外进行安装减震器4操作,并进一步运至目标地点。
实施本实用新型实施例,具有如下有益效果:
1、本实用新型实施例,采用防辐射的密封式乏燃料运输容器运输二次中子源,通过具有导热效果及辐射屏蔽效果的导热盒环绕所有二次中子源适配器四周布置,以隔离所有二次中子源适配器上二次中子源与乏燃料运输容器筒体空腔接触,确保激活后二次中子源的安全运输,不仅实用性强,使用便捷,而且避免了辐射污染;
2、本实用新型实施例,还在乏燃料运输容器筒体空腔底壁及/或空腔开口端面上增设减震器,进一步地加强筒体轴向屏蔽效果,提升安全性。
以上所揭露的仅为本实用新型一种较佳实施例而已,当然不能以此来限定本实用新型之权利范围,因此依本实用新型权利要求所作的等同变化,仍属本实用新型所涵盖的范围。

Claims (6)

1.一种激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,包括乏燃料运输容器、二次中子源适配器和导热盒;其中,
所述乏燃料运输容器为采用防辐射材质制作而成的密封式容器,包括筒体和端盖;所述筒体内形成有空腔,且该空腔内设有用于安装所述二次中子源适配器的第一安装位和用于安装所述导热盒的第二安装位;所述端盖活动的安装于所述筒体的开口端上方,并在其盖设于所述筒体的上方时与所述筒体形成密封连接;
所述二次中子源适配器有若干个;每一个二次中子源适配器均固定于所述筒体的空腔内相应一个第一安装位上,且每一个二次中子源适配器上均形成有用于固定一组二次中子源的固定位;
所述导热盒有若干个;每一个导热盒均对应固定于所述筒体的空腔内相应一个第二安装位上,且固定之后的所有导热盒实现环绕所有二次中子源适配器四周布置,以隔离所有二次中子源适配器上二次中子源与所述筒体的空腔内壁接触。
2.如权利要求1所述的激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,所述乏燃料运输容器采用的型号为NAC-STC或ENUN24P。
3.如权利要求1所述的激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,每一个二次中子源适配器均为模拟燃料组件。
4.如权利要求1所述的激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,每一个二次中子源适配器均为预先订制加工的模拟燃料组件骨架。
5.如权利要求1所述的激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,每一个导热盒的结构相同,且均采用具有导热效果及辐射屏蔽效果的材质制作而成。
6.如权利要求1-5中任一项所述的激活后二次中子源的运输装置,其特征在于,还包括:用于增加筒体轴向辐射屏蔽效果的减震器;其中,
所述减震器设置于所述筒体的空腔底壁及/或空腔开口端面上。
CN202122018311.9U 2021-08-25 2021-08-25 一种激活后二次中子源的运输装置 Active CN215600101U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202122018311.9U CN215600101U (zh) 2021-08-25 2021-08-25 一种激活后二次中子源的运输装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202122018311.9U CN215600101U (zh) 2021-08-25 2021-08-25 一种激活后二次中子源的运输装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN215600101U true CN215600101U (zh) 2022-01-21

Family

ID=79882837

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202122018311.9U Active CN215600101U (zh) 2021-08-25 2021-08-25 一种激活后二次中子源的运输装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN215600101U (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3845315A (en) Packaging for the transportation of radioactive materials
US7330525B2 (en) Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures
US6625246B1 (en) System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask
US4158599A (en) Method of refueling reactor
US10032533B2 (en) Systems and methods for transferring spent nuclear fuel from wet storage to dry storage
CN106024085A (zh) 核电厂乏燃料干式贮存用转运容器
US11430579B2 (en) Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy
US3828197A (en) Radioactive waste storage
CN104272399A (zh) 一种给核反应堆加燃料的方法
Romanato Advantages of dry hardened cask storage over wet storage for spent nuclear fuel
CN215600101U (zh) 一种激活后二次中子源的运输装置
CN214752976U (zh) 一种乏燃料厂内转运容器
JP2003270382A (ja) 放射性物質格納容器および放射性物質の格納方法
JP2011237293A (ja) 放射性物質収納方法
US20240136080A1 (en) Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy
CN106205757A (zh) 乏燃料储运容器
RU2067326C1 (ru) Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива
KR20150007631A (ko) 핵 폐기물 저장 장치
KR101895827B1 (ko) 폐핵연료의 장기 보관 방법
CN208111102U (zh) 一种含高浓铀探测器退役后用的存储容器
JP2001174592A (ja) 使用済燃料の貯蔵方法及び装置
KR930011450B1 (ko) Ksc-4 사용후핵연료 수송용기
CN118588336A (zh) 一种压水堆乏燃料离堆贮存作业放射性屏蔽结构及方法
Ko et al. Design Features of an OASIS-32D Metal Cask for both Transport and Storage of SNF
CA2567090A1 (en) Std module. container for storage, transportation and disposal of used nuclear fuel and fuel wastes

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant