我国六氟化铀容器标准分析综述

本文综合分析了国际原子能机构对六氟化铀运输货包的要求,归纳得出了几个方面的要求;介绍了美国对六氟化铀货包的监管,提供了值得参考的信息资料;将我国六氟化铀容器与IAEA要求进行了对比,并对我国六氟化铀容器所涉及的国内有关法规和标准进行了分析,并对这些标准的整合、修订、补充给出了建议.     

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。     

放射性物质运输货包安全试验

介绍了中国放射性物质运输遵守的法规和中国辐射防护研究院用于放射性物质运输货包试验的下落试验设施、耐热试验设施和数据获取能力。试验设施根据IAEA的《放射性物质安全运输条例》（TS-R-1）和中国的《放射性物质安全运输规程》（GB 11806-2004）的要求建设。下落试验设施能用于13 t级以下的A型和B型货包的自由下落试验、贯穿试验、力学试验（自由下落试验Ⅰ、自由下落试验Ⅱ和自由下落试验Ⅲ）。耐热试验设施能完成B型货包的耐热试验。利用这些设施已进行了FCo70-YQ型货包、30A-HB-01型货包、SY-I型货包和XAYT-I型货包的遵章取证试验     

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。     

放射性物质运输货包试验工作进展

运输货包的固有安全性是放射性物质运输安全的前提,货包要经受多种条件的试验验证,国际原子能机构的《放射性物质安全运输规程》规定了放射性物质运输货包要经受的正常和事故运输条件下的试验要求。本文简要介绍了货包试验的主要内容及国内外货包试验验证工作的进展状况,建议加强国内的放射性物质运输货包试验验证工作,保证我国放射性物质的运输安全。     

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器研究试验

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器是按GB11806《放射性物质安全运输规定》和IAEA安全标准《放射性物质安全运输规程》中的B(U)F型Ⅲ级(黄)货包的规定而设计研究试验的,本文论述了它的结构特点,特殊的搪铅和灌铅工艺,特定条件下的测试方案与方法。试验结果表明,该容器性能达到国家和IAEA的标准。可推广应用于其他研究堆乏燃料运输。     

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。     

解读《放射性物质安全运输规程》GB 11806-2004中的货包试验

本文总结归纳了《放射性物质安全运输规程》GB 11806-2004中关于货包试验(包括货包试验的准备、货包试验的要求、货包试验结果的评定等)的内容,以期对理解和执行该《规程》有关货包试验部分有所帮助。     

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。     

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。     

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器热工试验研究

本试验研究的目的是评价RY-Ⅰ型乏燃料运输容器的热性能,它包括正常运输状态的传热性能及火灾事故时的耐火能力。确定了数学物理模型,并编制了RYTDOT-N、RYTDOT-F两个计算机程序。乏燃料运输容器热试验在中国是首次。试验是将原型容器放在加热炉内进行的。试验在超过按时间平均的环境温度820℃下持续30分钟,试验方法、试验条件和试验装置均满足IAEA的安全标准“放射性物质安全运输规程”的要求。试验结果证明了容器的耐火性能符合要求。试验的动态温度测量结果与程序计算结果吻合甚好,从而验证了程序的正确性。     

美国放射性物质货包试验技术简介

美国放射性物质运输遵守的法规主要是联邦法规第10篇的第71部分（10 CFR 71）“放射性物质的包装和运输”和联邦法规第49篇的第173部分（49 CFR 173）“托运人——对装运和包装的一般要求”。本文介绍了美国的放射性物质货包力学试验设施和技术,热试验设施和技术,水浸没试验设施和技术,数据收集和处理,理论分析方法,以及超规程试验等。     

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。     

放射性物质内容物和货包的试验要求(第8章及附录C、D、E、F讲解)

1.特殊形式放射性物质的要求(8.2)8.2.1 条规定对含有特殊形式放射性内容物货包的运输,事故情况下,假设对于大多数情况放射性内容物不弥散出来。这个假设把吸入或食入放射性物质,或由于放射性物质污染引起的预期危害减低到了最小。由于这个原因,特殊形式放射性物质必须经受类似应用于B(U)型货包的力学试验和热试验,而没有过度的放射性物质损失或弥散。     

富烧绿石人造岩石固化模拟锕系废物

采用国际上较少研究的烧绿石为主要矿相,针对分离的锕系核素进行人造岩石固化研究。设计并制备了对模拟锕系元素包容量为46.8％的富烧绿石人造岩石固化体。对其物理性能、抗浸出性能、耐辐照性能和微观结构进行的研究结果表明富烧绿石人造岩石固化体具有很好的性能。     

富烧绿石人造岩石固休模拟锕系废物

采用国际上较少研究的烧绿石为主要矿相，针对分离的锕系核素进行人造岩石固化研究。设计并制备了对模拟锕系元素包容量为46．8％的富烧绿石人造岩石固化体。对其物理性能、抗浸出性能、耐辐照性能和微观结构进行的研究结果表明：富烧绿石人造岩石固化具有很好的性能。     

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。     

用于六氟化铀泄漏事故后果评估的化学物质推荐限值

在六氟化铀泄漏事故后果的评估中,除了关注铀的放射性后果外,还需要关注泄漏物质的化学毒性影响。在进行化学毒性影响评估时,如果采用半致死浓度作为评估标准,则低估了六氟化铀泄漏事故的影响半径。在进行六氟化铀泄漏事故的环境影响评估时,不仅要考虑泄漏物质的致死效应,更应该考虑泄漏物质对事故地点周边公众的健康影响。美国环保署、美国工业卫生协会等机构均提出了相应的化学浓度限值系列。对六氟化铀事故后果评价,推荐采用美国能源部推出的保护行动限值(PACs)。     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性。计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态。根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0。