六氟化铀48型货包火烧试验及其法规标准分析综述

文章介绍了国际原子能机构(IAEA)对六氟化铀货包提出火烧试验的背景,综述并评价了世界各国对48型货包耐火烧性能的研究成果,提供了值得参考的研究数据。对比了国外六氟化铀货包火烧试验的实施情况与国内六氟化铀货包法规标准的现状,建议完善国内法规标准和加强六氟化铀48型货包的耐火烧性能研究。     

放射性物质运输货包力学试验评价技术

放射性物质运输容器是放射性物质安全运输的唯一物理屏障,运输容器需能抵抗可能的碰撞事故,GB 11806和IAEA的SSR-6针对碰撞事故情景规定了相应的力学试验项目。本文结合GB 11806和SSR-6规定的试验要求,介绍了中国辐射防护研究院自由下落冲击力学试验装置和应力、加速度、形变、影像测量系统。针对3m3六氟化铀运输容器、XAYT-Ⅰ型医用伽马刀治疗头及密封放射源运输容器、ZHQY-QG-001型退役辐照源运输容器,采用试验和有限元仿真计算相结合的方法,分别研究了容器关键部件的形变、应力、加速度数据在容器安全性能评价中的应用。结果表明,综合应用有限元仿真计算与试验技术,采集和分析影像、应力、加速度、形变等数据,可分析货包结构失效模式和评价货包安全性能。     

放射源运输容器安全设计有限元分析方法

放射性物质运输容器力学试验是证明货包安全设计满足法规标准要求的重要工作之一。根据法规标准要求,应采用能够导致货包产生最严重损坏的姿态进行力学试验,评价力学试验后容器的安全性能。通过有限元分析来确定容器最严重损坏的姿态是目前国际上通常采用的方法,能够极大地节约时间和成本。本工作针对某型号放射源运输容器,通过分析容器力学有限元计算结果,确定容器最严重损坏的姿态,分析比较有限元计算结果和试验结果,证明放射源运输容器安全设计满足法规标准要求。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

六氟化铀安全运输相关要求及我国运输实践中存在的问题探讨

本文梳理了《放射性物质安全运输规程》(IAEA SSR6)和《核能——六氟化铀(UF₆)的运输包装》(ISO 7195)中关于六氟化铀运输容器以及装运等相关运输的安全要求,结合六氟化铀运输核与辐射安全分析报告书的审查情况,针对我国六氟化铀运输实践中存在的问题进行了探讨,并提出了建议。     

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。     

重水运输容器货包自由下落分析

本文采用ANSYS有限元程序,对重水运输容器货包进行了自由下落分析,计算模型包括3种下落方式:水平下落、垂直下落和倾斜下落.根据ASME规范NB分卷进行了应力强度评定.结果表明,重水运输容器满足强度与密封要求.     

UF_6运输货包要求及事故后果评价方法的比较

根据IAEA、ISO、美国、中国等机构和国家对UF6运输货包的要求,分析我国相关标准的不足。从设计角度对美国30B、48X和我国740 L、3 m3容器进行了对比。介绍了几种早期采用的UF6后果评价模型及HGSYSTEM/UF6、RASCAL4模型并基于实验数据进行了对比,结果如下:1200 m以内,HGSYSTEM/UF6模型较精;500 m内模拟值稍大于实测值,误差较小。2对于RASCAL4,20 m以内,模拟值误差较大;100 m以外,模拟值均小于实测值。     

GY-20和GY-40型大容量钴-60运输容器关键技术研究

GY-20和GY-40型大容量钴-60运输容器是为运输工业用钴-60成品源和钴-60棒束而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平高、衰变热大，仅有加拿大、英国、俄罗斯等少数国家具有设计能力。本文综合考虑容器结构、热工、力学、屏蔽等方面的要求，对容器设计和制造过程中的关键技术以及解决方案进行了分析研究。试验验证结果表明，容器的结构设计、包铅边界设计准则的确定和制造过程的质量控制措施合理、有效，能保证容器在各种工况下的屏蔽完整性，容器具有安全运输大容量钴-60源项的能力，其设计满足相关标准和规范要求，可为其他B型货包的设计提供参考。     

燃料组件铁路运输栓系系统安全分析

某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输,燃料组件运输容器的代号为MTR-D,采用栓系系统固定运输容器.针对燃料组件运输容器MTR-D,已经完成了正常和事故条件下的安全性分析.为论证栓系系统是否满足强度方面的要求,是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动,本工作采用经验公式,计算了运输过程中货包承受的力,同时校核了压紧螺杆的稳定性.计算结果表明,运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求.     

一种医疗放射源运输容器冲击试验和数值仿真

设计了一种用于运输和储存医疗用密封放射源的运输容器,外形尺寸为 1 141 mm×1 206 mm,质量约3 600 kg,满载 444 TBq(12 000 Ci)⁶⁰Co放射源时属于B型货包,根据GB 11806和SSR-6的要求进行验证货包经受事故能力的自由下落试验I(冲击试验)。采用三维非线性显式动力分析软件ANSYS/LS-DYNA对货包顶角下落冲击试验进行了计算分析,结果表明在冲击部位约 200 mm×200 mm范围内受力较大,2条螺栓可能断裂,冲击部位最大变形量为 45.9 mm。进行了顶角下落试验,测量了外容器外壳的应力和容器的变形。将计算结果与试验结果进行了比较,其结果相互吻合,表明了有限元算法应用于大冲击的破坏性试验中,可很好地预测应力最大区和形变量。     

用于六氟化铀运输的改进式容器

一种用于装运六氟化铀的容器包括一个圆筒形壁，上述圆筒形壁通过将一对近似半椭圆形的头部焊接进行封闭以便形成一个密封式容器。在一端中设置一个操作阀。阀用一个可拆卸式不漏水的阀保护盖组件覆盖。容器还包括一个测试口，利用上述测试口可以在容器装有六氟化铀和安装好阀保护组件之后，测试阀保护盖组件的完好性。阀保护组件加工成一定形状，以便它装配在标准30B圆筒的外壳之内。     

采用有限元方法的放射性物质货包自由下落试验研究

放射性物质货包力学试验是证明货包结构设计安全性的重要试验之一。货包力学试验通常是一种破坏性试验,为得到对货包损坏最大的下落取向,通过预先计算分析确定货包下落取向成为目前国际上使用较多的方法。本工作采用ANSYS/LS-DYNA有限元分析软件,对货包的力学试验进行仿真分析。通过对计算结果分析,得到货包最大损坏的下落取向及应变和加速度数值,并与试验结果进行了比较。     

放射性废物货包检测平台设计

放射性废物货包检测是放射性废物管理的重要环节。根据放射性废物货包的技术要求参数,借鉴国内外先进检测技术和工艺手段,设计了一套控制精度高、连续可调范围大的货包检测平台,并进行了平台的受力分析。实践检验表明,该装置具有良好的可操作性。     

高温气冷堆新燃料运输货包的撞击事故分析

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的损坏情况。在此基础上,计算了严重事故景象下有效增殖因子k_eff。     

研究堆新燃料组件铁路运输货包固定系统安全分析

研究堆新燃料组件放置在专用货包内采用铁路运输,货包用木板、螺栓等进行紧固。对紧固系统在正常情况和极端情况下的受力情况进行了分析。强度校核计算表明,货包的固定方式能够保证其即使在10g的加速度下也不会在各个方向移动。稳定性校核计算表明,固定系统结构在此情况下也是稳定性的。实际运输监测中发现,全程最大加速度未超过10g,固定系统能够保障燃料组件运输容器的铁路运输安全。     

放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计

针对活度较高的放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计进行了研究。重点阐述了计算废物货包外γ剂量率的圆柱体源模型,推导了圆柱体源剂量场分布的计算公式。通过圆柱体源模型对Ⅷ型钢箱废物货包的计算值与监测数据对比分析,表明圆柱体源模型计算结果能较准确地反映废物货包外γ剂量率分布。基于圆柱体源模型的计算结果,对废物包装容器进行了合理的屏蔽设计,满足了放射性物质运输和处置标准的有关要求。圆柱体源模型对单体货包外剂量率的计算方法简单易实现,而且其计算值比监测值稍大,提供了一定的安全裕度,适合应用于放射性工程实践中。     

FCTC10型工业辐照~(60)Co运输容器屏蔽测量与评价

FCTC10型容器设计用于装载工业辐照60Co源,在装载18万居里(Ci)60Co放射源时属B(U)型、Ⅲ级(黄)货包。FCTC10型容器由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成,主要利用屏蔽容器主体和铅塞的钢壳层及其中间填充的钨合金、铅屏蔽层实现货包的屏蔽功能。采用蒙特卡罗方法模拟计算和实验测量相结合的方法给出FCTC10运输容器在满载时的辐射水平,结果表明FCTC10容器满足GB 11806—2004对货包辐射水平的规定。根据运输实践经验假设了工作人员和公众的受照情景,计算出的单次运输工作人员和公众的受照剂量小于设计考虑的剂量约束值,也低于GB 18871—2002对工作人员和公众的剂量限值。在设计基准事故情况下,容器外部局部区域辐射水平增加量不超过1倍,对事故处理人员的剂量很小。     

运输容器临界安全评价要点剖析

易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806-2004《放射性物质安全运输规程》,这是我国易裂变材料运输要满足的强制性要求和准则。针对该标准制定的各项规定和要求,结合设计和评审中的工程实际经验,以1个新燃料运输容器的设计分析为例,探讨了易裂变物质运输时核临界安全评价的技术要求,为易裂变材料货包的设计、安全评审提供参考和建议。     

遵循审批要求,规范审批程序,提高放射性物质运输安全

本文阐述了货包设计审批和装运审批的要求及其依据,对货包设计审批和装运审批,将IAEA TS-R-1《放射性物质安全运输条例》规定、国外一些国家的做法和我国现行的办法进行了对比,讨论了放射性物质过境运输的审批。建议根据我国《放射性物质安全运输规程》(报批稿)要求和实践的经验和具体情况,对货包设计审批和装运审批的程序,申请时应提交的材料及其形式进行研究,以《规程》的实施细则作出明确的规定,以加强放射性物质运输管理,提高放射性物质运输安全。