CN207425377U - 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置 - Google Patents

核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置 Download PDF

Info

Publication number
CN207425377U
CN207425377U CN201721464620.6U CN201721464620U CN207425377U CN 207425377 U CN207425377 U CN 207425377U CN 201721464620 U CN201721464620 U CN 201721464620U CN 207425377 U CN207425377 U CN 207425377U
Authority
CN
China
Prior art keywords
water
operating platform
spent fuel
reloads
nuclear power
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
CN201721464620.6U
Other languages
English (en)
Inventor
白婴
王益伟
于世昆
周静
刘昱
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.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering 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 China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201721464620.6U priority Critical patent/CN207425377U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN207425377U publication Critical patent/CN207425377U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • 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
    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型公开了一种核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其包括：充水容器，包括箱体和顶盖，箱体和顶盖之间存在有容纳水的空间；注水口，位于充水容器的上部，注水口设置有注水阀门；排水口，位于箱体的下部，排水口设置有排水阀门；以及液位计，设置于箱体的内部边缘。相对于现有技术，本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置重量轻，在绝大多数时间内可以空载放置在乏燃料水池换料操作平台上，有效减少了对乏燃料水池换料操作平台的长期负载，而且充排水过程简单易行，用水成本低廉，极大地提高了乏燃料水池换料操作平台的安全性、经济性和可用性，具有广阔的市场应用前景。

Description

核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置
技术领域
本实用新型属于核电领域，更具体地说，本实用新型涉及一种核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置。
背景技术
在核电站的停堆换料期间，工作人员需要在乏燃料水池换料操作平台上通过操纵装卸料机以完成对反应堆内燃料组件的卸料与更换。在某些堆型或某些工况下，当装卸料机抓吊起乏燃料组件后，由于乏燃料水池水位屏蔽高度不够，会造成换料操作平台位置处的辐照剂量率超过允许水平，导致工作人员受到超剂量辐照的风险。
目前，常用的解决方案是在乏燃料水池换料操作平台上增铺钢板，虽然可以降低操作平台上方的辐照剂量，但由于乏燃料贮存厂房内的自由空间区域非常有限，没有额外的空间用于布置钢板的拆装设备，因此钢板一旦铺设，就无法对钢板进行拆除，这样钢板只能长期铺设在乏燃料水池换料操作平台上，由于钢板自身重量较大，增加了乏燃料水池换料操作平台的长期负载，不利于维护与保养，可能会导致乏燃料水池换料操作平台使用寿命的降低并增加相关的检修负担和运营成本。
有鉴于此，确有必要提供一种安全性高、可用性强、经济性好的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置。
实用新型内容
本实用新型的目的在于：克服现有技术的不足，提供一种核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，包括：
充水容器，包括箱体和顶盖，箱体和顶盖之间存在有容纳水的空间；
注水口，位于充水容器的上部，注水口设置有注水阀门；
排水口，位于箱体的下部，排水口设置有排水阀门；以及
液位计，设置于箱体的内部边缘。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述顶盖的上表面设置有2～5mm厚的防滑涂层。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述充水容器为具有边角的对称结构，所述注水口位于充水容器上部的边角位置，所述注水口为两个，分别位于充水容器上部中心对称的两个边角上，所述注水口连接有注水管。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述注水管为带有快速接头的软管，快速接头与注水口适配。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述排水口位于箱体下部边缘的中间位置，所述排水口为两个，分别位于相对的两端，所述排水口连接有排水管。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述排水管为带有快速接头的软管，快速接头与排水口适配，排水管与乏燃料厂房地漏连通。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述箱体包括底板，底板上表面设计有向两端排水口倾斜的斜坡，排水口所在位置处于斜坡的最低点。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述斜坡的坡度为0.1％～1％。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述斜坡的坡度为0.5％。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述充水容器设置于乏燃料水池换料操作平台周围设置的护栏之间。
作为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的一种改进，所述充水容器由阻燃性好和透光性强的高强度塑料制成。
相对于现有技术，本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置重量轻，在绝大多数时间内可以空载放置在乏燃料水池换料操作平台上，有效减少了对乏燃料水池换料操作平台的长期负载，而且充排水过程简单易行，用水成本低廉，极大地提高了乏燃料水池换料操作平台的安全性、经济性和可用性，具有广阔的市场应用前景。
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乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置进行详细说明，其中：
图1为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的正视图。
图2为图1圆圈部的放大示意图。
图3为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的侧视图。
图4为本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的俯视图。
附图标记：
10-充水容器 12-乏燃料水池换料操作平台 14-注水口 15-注水阀门
16-注水管 160-快速接头 18-排水口 19-排水阀门
20-排水管 200-快速接头 22-液位计 24-护栏
26-防滑涂层
具体实施方式
为了使本实用新型的实用新型目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。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。
请参阅图1至图4所示，本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，包括：
充水容器10，包括箱体(未示出)和顶盖(未示出)，箱体和顶盖之间存在有容纳水的空间；
注水口14，位于充水容器10的上部，注水口14设置有注水阀门15；
排水口18，位于箱体的下部，排水口18设置有排水阀门19；以及
液位计22，设置于箱体的内部边缘。
充水容器10包括箱体(未示出)和顶盖(未示出)，顶盖盖合在箱体上形成封闭的腔体，内部为中空结构，用于容纳防辐射用的水。箱体为具有边角的对称结构，优先选择立方体结构，边角可以为直角，也可以为倒圆角，顶盖固定盖合在箱体上，顶盖和箱体可以一体成型，也可通过螺栓或螺钉固定，还可通过粘结固定，盖体结构与箱体适配。充水容器10设置于乏燃料水池换料操作平台12周围设置的护栏24之间，待需要进行辐射防护屏蔽时，往充水容器10内注入需要液位的水，待无需进行辐射防护屏蔽时，将充入的水排干。充水容器10由阻燃性好和透光性强的高强度塑料制成，无毒、无味，其强度和规格可以同时满足多人站立进行换料工作，采用透光性好的塑料，便于观察内部充水情况和液位计22的读数，随时掌握充水容器10内部的工况。充水容器10顶盖的上表面(即用于工作人员行走的一面)设置有2～5mm厚的防滑涂层26，能够确保工作人员在充水容器10上行走而不发生滑倒。在设置过程中，乏燃料水池换料操作平台12周围设置的护栏24能够对充水容器10起到固定作用，能够防止充水容器10滑动，并用来保护工作人员的安全行走，防止工作人员跌下乏燃料水池换料操作平台12。
注水口14位于充水容器10上部的边角位置，可以位于箱体上部的边角位置，也可位于顶盖与箱体连接处顶盖的边角位置，在图示实施方式中，注水口14有两个，分别位于充水容器10上部中心对称的两个边角上，如此设置，既能从充水容器10的两侧同时注水，达到快速注水的效果，又不会影响充水容器10的空间设置，也不会占用过多的空间而影响工作人员的操作。在其他实施方式中，注水口14的位置和数量没有特别限制。
注水口14处设置有注水阀门15，用于控制水的注入，注水口14连接有带有快速接头160的注水管16，快速接头160与注水口14适配，便于快速安装和拆卸，注水管16为软管，可以随意弯折，便于安装。注水口14在停堆换料开始前把注水管16的快速接头160连接到注水口14，随后打开注水阀门15将水充入充水容器10内进行快速注水。
排水口18位于箱体的下部边缘的中间位置，在图示实施方式中，排水口18有两个，分别位于箱体相对的两端，如此设置，既能从充水容器10的两端同时排水，达到快速排水的效果，快速降低乏燃料水池换料操作平台12的负载，又不会影响充水容器10的空间设置，也不会占用过多的空间而影响工作人员的操作。在其他实施方式中，排水口18的位置和数量没有特别限制。
排水口18处设置有排水阀门19，用于控制水的排出，排水口18连接有带有快速接头200的排水管20，快速接头200与排水口18适配，便于快速安装和拆卸，排水管20为软管，可以随意弯折，便于安装。
在停堆换料结束后将排水管20通过快速接头200连接上排水口18，随后打开排水阀门19将充水容器10中的水从排水口18向乏燃料厂房的地漏排走。
液位计22包括所有能用来测量液位的设备，如液位测量仪、常规或非常规液位计、带有刻度的标尺等，只要能用来测量液位高度即可，具体什么仪器没有明确的限制。液位计22安装在箱体的内部的边缘位置，并能保证从充水容器10的外部查看液位计22的刻度，用以监测注入水的水位。可根据乏燃料水池现场实测的辐射剂量率水平动态调节充水水量，在充水前进行计算，待充水量达到计算液位后，可及时关闭注水阀门15。
请参阅图4所示，充水容器10箱体底板的上表面设计有向两端排水口18倾斜的斜坡，排水口18所在位置处于斜坡的最低点。其主要设计方式为从箱体的底板正中间位置向两端的排水口18设置中间高、两边低类似等腰三角形的斜坡，排水口18位于等腰三角形的顶点，且位于斜坡的最低点，并同时从底板两侧边向等腰三角形相等的两边设置斜坡，两侧边处的高度高于三角形两边所在位置的高度，并沿着等腰三角形的两边延伸到排水口18，最终使排水口18的位置处于最低点，便于充水容器10内的水沿着中间和两边的斜坡全部从排水口18排出，而不会残留在充水容器10中，以减轻乏燃料水池换料操作平台12的载荷。设置在中间的斜坡和两边的斜坡的坡度都设计为0.1％～1％，坡度为0.5％时效果最好，如此设置，既能保证排水效率，又可以充入尽可能多的水以保证辐射屏蔽效果。
本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置具体实施过程为：
在核电站停堆换料操作开始前，根据现场实测的乏燃料水池周边辐射剂量率水平确定满足辐射防护要求的注水总量并换算成所需的注水高度，随后将一端带有快速接头160的注水管16连接上注水口14，并打开注水阀门15，从注水口14向设置在乏燃料水池换料操作平台12和护栏24之间的充水容器10内注水，并观察液位计22的液位，一旦注水高度达到计算高度，即关闭注水阀门15停止注水，拆除注水管16与注水口14的连接，并撤走注水管16；在充水容器10的顶盖的上表面(即用于工作人员行走的一面)敷涂的防滑涂层26可以确保工作人员在充水容器10上的行走安全。然后工作人员即可在放置了充水容器10的乏燃料水池换料操作平台12上进行换料操作，在完成所有停堆换料操作后，将一端带有快速接头200的排水管20连接上排水口18，随后打开排水阀门19将水从排水口18向乏燃料厂房地漏排走，在排水完成后，关闭排水阀门19，拆除带有快速接头200的排水管20与排水口18的连接并撤走排水管20，整个停堆换料阶段中核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置的充排水过程即全部完成。
结合以上描述可知，相对于现有技术，本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置重量轻，在绝大多数时间内可以空载放置在乏燃料水池换料操作平台上，有效减少了对乏燃料水池换料操作平台的长期负载，而且充排水过程简单易行，用水成本低廉，极大地提高了乏燃料水池换料操作平台的安全性、经济性和可用性，具有广阔的市场应用前景。
需要说明的是，虽然本实用新型核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置主要用于乏燃料水池换料操作平台的辐射屏蔽，但也可以应用在只要是能水平放置的其他需要辐射屏蔽的任何地方，可作为临时屏蔽装置，也可以作为长时间屏蔽装置使用。
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 (10)

1.一种核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，包括：
充水容器，包括箱体和顶盖，箱体和顶盖之间存在有容纳水的空间；
注水口，位于充水容器的上部，注水口设置有注水阀门；
排水口，位于箱体的下部，排水口设置有排水阀门；以及
液位计，设置于箱体的内部边缘。
2.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述顶盖的上表面设置有2～5mm厚的防滑涂层。
3.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述充水容器为具有边角的对称结构，所述注水口位于充水容器上部的边角位置，所述注水口为两个，分别位于充水容器上部中心对称的两个边角上，所述注水口连接有注水管。
4.根据权利要求3所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述注水管为带有快速接头的软管，快速接头与注水口适配。
5.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述排水口位于箱体下部边缘的中间位置，所述排水口为两个，分别位于相对的两端，所述排水口连接有排水管。
6.根据权利要求5所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述排水管为带有快速接头的软管，快速接头与排水口适配，排水管与乏燃料厂房地漏连通。
7.根据权利要求5所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述箱体包括底板，底板上表面设计有向两端排水口倾斜的斜坡，排水口所在位置处于斜坡的最低点。
8.根据权利要求7所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述斜坡的坡度为0.1％～1％。
9.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述充水容器设置于乏燃料水池换料操作平台周围设置的护栏之间。
10.根据权利要求1至9任一项所述的核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置，其特征在于，所述充水容器由阻燃性好和透光性强的高强度塑料制成。
CN201721464620.6U 2017-11-06 2017-11-06 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置 Active CN207425377U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201721464620.6U CN207425377U (zh) 2017-11-06 2017-11-06 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201721464620.6U CN207425377U (zh) 2017-11-06 2017-11-06 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN207425377U true CN207425377U (zh) 2018-05-29

Family

ID=62307513

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201721464620.6U Active CN207425377U (zh) 2017-11-06 2017-11-06 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN207425377U (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109887628A (zh) * 2019-02-26 2019-06-14 上海核工程研究设计院有限公司 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109887628A (zh) * 2019-02-26 2019-06-14 上海核工程研究设计院有限公司 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8559583B1 (en) Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant
Okunieff et al. Oxygen tension distributions are sufficient to explain the local response of human breast tumors treated with radiation alone
CN207425377U (zh) 核电站乏燃料水池换料操作平台辐射屏蔽装置
CN105405479B (zh) 压水堆核电厂综合非能动安全***
CN206021914U (zh) 海上反应堆用二次屏蔽装置
BR112014017807B1 (pt) Tambor para transporte e armazenamento de conjuntos de combustíveis nucleares
SE0103451L (sv) Kärnkraftanläggning med kokvattenreaktor
CN110246600A (zh) 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置
CN108151967A (zh) 一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置
CN107978381B (zh) 海洋核动力平台的换料用屏蔽容器
Chun et al. Safety evaluation of small-break LOCA with various locations and sizes for SMART adopting fully passive safety system using MARS code
CN208902568U (zh) 一种多重检测能力的吸水率检测装置
EP2966651A1 (en) Nuclear power plant and remodeling method therefor
CN104183283A (zh) 一种基于“外部干预”设计的非能动安全壳冷却水储水箱
CN205541968U (zh) 一种固有安全的安全壳抑压冷却***
CN107910092B (zh) 具备抗冲击能力的衰变池
CN102982854B (zh) 一种乏燃料贮存模块
CN204582333U (zh) 一堆三照射座布局的抗癌核素中子刀
CN110428914A (zh) 一种具有空气自然循环能力的乏燃料水池***
CN209710969U (zh) 一种水稻种植生态***
CN202871315U (zh) 一种装载放射性密封源的铅罐
CN208400502U (zh) 安全壳超压保护***
CN203689928U (zh) 一种中子放射源整备操作用的屏蔽设备
CN205958227U (zh) 一种高水头波浪爬高的模拟器
CN208899437U (zh) 一种水利拦砂取水闸门

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20190109

Address after: 518124 Office Building of Daya Bay Nuclear Power Base Engineering Company, Pengfei Road, Dapeng New District, Shenzhen City, Guangdong Province

Co-patentee after: Shenzhen China Nuclear Power Design Co., Ltd.

Patentee after: China Nuclear Power Engineering Co., Ltd.

Co-patentee after: China General Nuclear Power Corporation

Address before: 518124 Office Building of Daya Bay Nuclear Power Base Engineering Company, Pengfei Road, Dapeng New District, Shenzhen City, Guangdong Province

Co-patentee before: China General Nuclear Power Corporation

Patentee before: China Nuclear Power Engineering Co., Ltd.

TR01 Transfer of patent right