一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构的制作方法

1.本发明属于辐射屏蔽技术领域，尤其涉及一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构。


背景技术：

2.船舶核动力在运行过程中不可避免的产生放射性，为确保人员的生命健康及辐射安全、保证舱室的核辐射环境处于合理可行尽量低的水平，需针对反应堆及一回路系统产生的放射性设置堆舱屏蔽。堆舱内有大量的系统设备与需要堆舱外系统设备进行介质流通,因此存在众多穿过堆舱及其屏蔽体的管道，如主蒸汽管道、主给水管道、通风管道等，这将导致堆舱内高强度的中子及γ射线通过贯穿部位泄漏至堆舱外，对堆舱外工作人员的辐射安全产生放射性威胁。
3.针对通过穿堆舱管道泄漏的中子及γ射线,传统船舶核动力主要采用在与穿舱管件相连接的堆舱内部管道设置铅屏蔽,具有一定的屏蔽效果，可保障堆舱外工作人员的辐射安全,但其存在屏蔽体的体积及重量较大、需设置专门的加强及安装结构、抗冲击性能及针对中子的屏蔽效果不佳等问题。为此，我们提出一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构。


技术实现要素：

4.本发明目的在于解决现有技术所存在的技术问题，提供一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构。
5.为了实现上述目的，本发明采用了如下技术方案：
6.一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，包括采用钨合金的局部屏蔽结构，屏蔽结构厚度为3cm～10cm，所述局部屏蔽结构的外部设置有堆舱，堆舱包括与局部屏蔽结构连接在一起的堆舱内侧壁，堆舱内侧壁上靠近外部的一侧壁面固定安装有多个格架式方格板。
7.所述局部屏蔽结构的外部设置有与堆舱内侧壁的外侧壁连接在一起的外部屏蔽结构，外部屏蔽结构固定安装在格架式方格板的顶部壁面上，所述局部屏蔽结构的外部设置有采用耐高温复合屏蔽材料的补强屏蔽结构，补强屏蔽结构的厚度为5cm～40cm，补强屏蔽结构固定安装在格架式方格板的顶部壁面上，补强屏蔽结构上靠近外部屏蔽结构的一侧壁面与外部屏蔽结构上对应的一侧壁面连接在一起。
8.作为优选，所述堆舱内侧壁的外部设置有穿舱管道，穿舱管道穿过局部屏蔽结构的顶部壁面延伸至局部屏蔽结构的内部，穿舱管道上靠近局部屏蔽结构的一端贯穿堆舱内侧壁的侧壁延伸至堆舱内侧壁的外部，多个格架式方格板上远离堆舱内侧壁的一侧壁面均固定安装有固定墙。
9.作为优选，所述局部屏蔽结构的外部设置有安装结构，安装结构包括固定安装在局部屏蔽结构侧壁上的法兰，法兰的外部设置有螺栓，螺栓贯穿法兰的侧壁螺纹连接在堆
舱内侧壁的内侧壁上。
10.作为优选，所述补强屏蔽结构上远离局部屏蔽结构的一侧壁面固定安装有角钢结构。
11.本发明提供的核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，具备以下有益效果：
12.(1)该一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，采用局部加强与补强相组合式的核辐射局部屏蔽结构，局部加强式的局部屏蔽结构设置在堆舱的内侧，补强屏蔽结构设置在格架式方格板内，针对通过穿舱管道贯穿泄漏的中子及γ射线具有良好的屏蔽效果，相对于传统局部屏蔽结构，在保证辐射屏蔽效果的前提下可减轻屏蔽重量约2％～10％，进一步提升屏蔽结构的抗冲击等力学性能，为优化船舶核动力辐射屏蔽重量、节约船舶核动力总体资源、保证运行与人员辐射安全等提供支撑。
13.(2)该一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，因为堆舱内反应堆及一回路将产生高强度的中子及γ射线，会通过穿舱管道等部位大量泄漏至堆舱外，利用在堆舱内设置采用钨合金的局部屏蔽结构，有效减弱将通过直射、斜射等泄漏至堆舱外的γ射线，可通过吸收及非弹性散射等方式减小直射中子及斜射中子等的强度和能量，具有屏蔽效果好、体积小、抗冲击性能好等特点。其中局部屏蔽结构材料厚度约为3cm～6cm，具体的尺寸厚度需要综合考虑放射性源项强度分布、开口部位、补强屏蔽结构等进行优化确定局部屏蔽结构采用法兰及螺栓进行固定。
14.(3)该一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，因为堆舱内反应堆及一回路将产生高强度的中子及γ射线，会通过穿舱管道等部位大量泄漏至堆舱内侧壁外，利用在堆舱内设置采用耐温树脂基复合屏蔽材料的补强屏蔽结构，采用分层的安装方式，有效减弱将通过斜射或散射等方式泄漏至堆舱外的中子及γ射线，具有屏蔽效果好、便于安装、耐高温等特点。其中补强屏蔽结构材料厚度为厚度5cm～30cm，具体的尺寸厚度、材料的组分配比等需要综合考虑放射性源项强度分布、开口部位、局部屏蔽结构、堆舱内部的屏蔽结构等进行优化确定，补强屏蔽结构采用角钢结构进行固定。
附图说明
15.为了更清楚地说明本发明的实施方式或现有技术中的技术方案，下面将对实施方式或现有技术描述中所需要使用的附图作简单的介绍。显而易见的，下面描述中的附图仅仅是示例性的，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据提供的附图引伸获得其他的实施附图。
16.本说明书所绘示的结构、比例、大小等，均仅用以配合说明书所揭示的内容，以供熟悉此技术的人士了解与阅读，并非用以限定本发明可实施的限定条件，故不具技术上的实质意义，任何结构的修饰、比例关系的改变或大小的调整，在不影响本发明所能产生的功效及所能达成的目的下，均应仍落在本发明所揭示的技术内容得能涵盖的范围内。
17.图1为本发明实施1结构示意图；
18.图2为本发明实施例1局部俯视图；
19.图3为本发明实施例1局部侧视图；
20.其中，1、局部屏蔽结构；2、补强屏蔽结构；3、安装结构；31、法兰；32、螺栓；4、角钢
结构；5、外部屏蔽结构；6、堆舱；61、堆舱内侧壁；62、穿舱管道；63、固定墙；64、格架式方格板。
具体实施方式
21.下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
22.实施例1
23.一种核动力船舶穿堆舱管道的核辐射局部屏蔽结构，请参阅图1-图3，包括采用钨合金的局部屏蔽结构1，屏蔽结构1厚度为3cm～10cm。
24.所述局部屏蔽结构1的外部设置有堆舱6，堆舱6包括与局部屏蔽结构1连接在一起的堆舱内侧壁61，堆舱内侧壁61的外部设置有穿舱管道62，穿舱管道62穿过局部屏蔽结构1的顶部壁面延伸至局部屏蔽结构1的内部，穿舱管道62上靠近局部屏蔽结构1的一端贯穿堆舱内侧壁61的侧壁延伸至堆舱内侧壁61的外部，堆舱内侧壁61上靠近外部的一侧壁面固定安装有多个格架式方格板64，多个格架式方格板64上远离堆舱内侧壁61的一侧壁面均固定安装有固定墙63。
25.所述局部屏蔽结构1的外部设置有与外部屏蔽结构5，外部屏蔽结构5固定安装在格架式方格板64的顶部壁面上，外部屏蔽结构5上靠近堆舱6的仪测出壁面与堆舱内侧壁61的外侧壁连接在一起。
26.所述局部屏蔽结构1的外部设置有安装结构3，安装结构3包括固定安装在局部屏蔽结构1侧壁上的法兰31，法兰31的外部设置有螺栓32，螺栓32贯穿法兰31的侧壁螺纹连接在堆舱内侧壁61的内侧壁上。
27.所述局部屏蔽结构1的外部设置有采用耐高温复合屏蔽材料的补强屏蔽结构2，补强屏蔽结构3的厚度为5cm～40cm，补强屏蔽结构2固定安装在格架式方格板64的顶部壁面上，补强屏蔽结构2上靠近外部屏蔽结构5的一侧壁面与外部屏蔽结构5上对应的一侧壁面连接在一起。
28.所述补强屏蔽结构2上远离局部屏蔽结构1的一侧壁面固定安装有角钢结构4。
29.本发明的工作原理：
30.在使用时，采用局部加强与补强相组合式的核辐射局部屏蔽结构1，局部加强式的局部屏蔽结构1设置在堆舱6的内侧，补强屏蔽结构2设置在格架式方格板64内，针对通过穿舱管道62贯穿泄漏的中子及γ射线具有良好的屏蔽效果。
31.因为堆舱6内反应堆及一回路将产生高强度的中子及γ射线，会通过穿舱管道62等部位大量泄漏至堆舱6外，利用在堆舱6内设置采用钨合金的局部屏蔽结构1，有效减弱将通过直射、斜射等泄漏至堆舱6外的γ射线，可通过吸收及非弹性散射等方式减小直射中子及斜射中子等的强度和能量，具有屏蔽效果好、体积小、抗冲击性能好等特点。其中局部屏蔽结构1材料厚度约为3cm～6cm，具体的尺寸厚度需要综合考虑放射性源项强度分布、开口部位、补强屏蔽结构2等进行优化确定局部屏蔽结构1采用法兰31及螺栓32进行固定。
32.因为堆舱6内反应堆及一回路将产生高强度的中子及γ射线，会通过穿舱管道62
等部位大量泄漏至堆舱内侧壁61外，利用在堆舱6内设置采用耐温树脂基复合屏蔽材料的补强屏蔽结构2，采用分层的安装方式，有效减弱将通过斜射或散射等方式泄漏至堆舱6外的中子及γ射线，具有屏蔽效果好、便于安装、耐高温等特点。其中补强屏蔽结构2材料厚度为厚度5cm～30cm，具体的尺寸厚度、材料的组分配比等需要综合考虑放射性源项强度分布、开口部位、局部屏蔽结构1、堆舱6内部的屏蔽结构等进行优化确定，补强屏蔽结构2采用角钢结构4进行固定。
33.以上显示和描述了本发明的基本原理和主要特征和本发明的优点。本行业的技术人员应该了解，本发明不受上述实施例的限制，上述实施例和说明书中描述的只是说明本发明的原理，在不脱离本发明精神和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本发明范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。