[实用新型]一种核反应堆废料干式贮存容器

说明书

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。

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。