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。     

Ry—I型乏燃料运输容器设计,试验概况

本文介绍按《放射性物质安全运输规定》(GB11806-89)和IAEA6号安全丛书《放射性物质安全运输规程》B(U)货包的规定,对RY-I乏燃料运输容器的设计性能、安全分析,以及为保证运输安全必须满足的检验。     

高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加,高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数;详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验,论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性,验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。     

秦山一期乏燃料运输稳态热工分析

秦山一期乏燃料运输预备采用R-52型乏燃料运输容器。R-52型乏燃料运输容器为铅屏不锈钢容器，其上、下两端装有由木材（泡桐树）制成的减震器，有防火用的防火绝缘层，内腔设有吊篮。为保证运输的安全性，需对该运输方案进行热工计算及分析。本工作针对该运输方案，     

秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析,分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响,建立了相应的数学和物理计算模型,给出了计算结果,并对不同的影响因素进行了敏感性分析,考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的低温情况     

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。     

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。     

日本公司从美国订购乏燃料运输容器

【《日本原子》1995年5月号第14页报道】 日本核燃料运输公司(NFT)与美国精密部件公司(PCC)签订了一项价值2000万美元的合同,购买9个运输乏燃料的容器。据在东京的NFT说,PCC是在由6家容器制造商参加的国际投标后,于2月份获得这项合同的。PCC将从1996财政年度至1998财政年度的3     

贮存和运输乏燃料的两用容器

【英国《国际核工程》1985年12月号第48页报道】核保险公司(NAC)新型113t不锈钢乏燃料贮存和运输容器(S/T),可以贮存31套完整的压水堆组件或56套密排的压水堆组件;也可贮存70套完整的或122套密排的沸水堆组件。设计这种容器,有助于减轻许多美国反     

2 秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析，分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响，建立了相应的数学和物理计算模型，给出了计算结果，并对不同的影响因素进行了敏感性分析，考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的堡学情堡，对比分析表明分析结果是合理的、适用的和保守的，采用RY—IA型乏燃料输容器运输秦山三期乏燃料可以保证正常工况下的热工条件，满足放射性物质运输温度规定。     

乏燃料运输容器内破损组件检测方法

在乏燃料贮存和运输阶段,卸出时完好的燃料组件存在破损可能,若出现破损,裂变产物就有可能向环境释放,因此乏燃料运输容器解除密封前,需要进行运输容器内破损组件检测工作。本文提出一种破损检测方法,系统介绍了检测工艺方案、破损标志核素的确定及破损检测的可行性分析,并给出破损检测装置的详细设计。该设备已经研制成功并应用于大亚湾核电站乏燃料组件厂内转运,在国内首次检测到乏燃料运输后破损,结果表明,此检测方法可显著提高破损检测的可信度和效率,具有较高的工程应用价值。     

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。     

新燃料元件运输容器热工安全分析及试验验证

新燃料元件运输容器是为运输493反应堆燃料元件设计的专用设备。为保证燃料元件在运输过程中的安全性,使运输容器及燃料元件的各项性能指标符合标准GB 11806-2004的要求,对运输容器进行了热工设计计算和验证试验。通过计算与相应热工试验结果的比较,验证了运输容器热工设计的准确性。采用该运输容器运输新燃料元件,在正常运输工况和事故运输工况下可保证燃料元件的安全,完全满足GB 11806-2004的规定。     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

BQH-20乏燃料运输容器起吊工具设计探讨

中试厂101厂房中使用的BQH-20乏燃料运输容器起吊工具是一种非标吊具，本文介绍了该吊具设计过程中的工作难点、重点以及解决方案。 文中“BQH-20乏燃料运输容器”简称容器，“BQH-20乏燃料运输容器起吊工具”简称吊具。     

乏燃料储存与运输两用容器安全性能研究进展

乏燃料运输和储存两用容器具备乏燃料运输和储存两种功能,是乏燃料实现最终贮存和处置前的一种储运方式。本文介绍国际乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证实践经验,研究适合我国乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证要求,为我国乏燃料储存与运输安全提供参考。