放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法

在放射性物质的运输过程中,安全问题至关重要。放射性物质运输审查过程中,运输容器能承受跌落冲击分析是非常重要的内容。本文采用LS-DYNA显式瞬态分析软件,对放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法进行了研究。分别考虑了三种跌落方式:水平跌落、垂直跌落和倾斜跌落。针对分析结果,提出了一种按照ASME疲劳相关规范对放射性物质容器进行冲击应力评定的方法。根据该方法,可判断放射性物质运输容器是否满足强度设计的要求。通过分析,该放射性物质运输容器能满足强度设计的要求。     

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.     

核电站用车载式废树脂接收装置研制

为保证核电站放射性废树脂及时安全排放,本文研制了一套车载式废树脂接收装置,该装置具有移动式和一体化等特点,能在低温恶劣环境下实现废树脂接收的功能。研制过程中,利用有限元分析软件ANSYS建立了装置的三维计算模型,对装置进行了模态分析和响应谱分析,得到了装置在设计工况下各载荷组合后的应力强度,并基于有限元分析结果根据RCC-M规范规定的应力准则对装置结构进行了应力强度评定。结果表明：装置在设计工况下符合RCC-M规范O级准则的强度要求。试验验证结果证实,该车载式废树脂接收装置满足废树脂接收和安全运输的要求。     

承压热冲击对核压力容器强度的影响

主要研究核压力容器承压热冲击（PTS）的瞬态过程,对热应力和机械应力产生的耦合效应进行分析,评价承压热冲击事件对容器强度的影响。利用有限元方法,建立合理的三维计算模型,模拟核压力容器进出口水管附近的承压热冲击的过程和特性。承压热冲击的历程大体在几百秒量级。热冲击产生的应力大压力变化产生的应力,最大应力出现在接管和容器的接口附近,在这些区域产生局部塑性区。     

涉核容器顶盖自动焊接装置设计

涉核容器装载内容物具有强放射性,在其贮存及运输前需对顶盖与容器体进行密封性焊接,为确保焊接质量、提高工作效率、降低工作受照剂量,研制了基于熔化极气体保护焊和日本OTC FD-B4L机器人系统的自动焊接装置。该焊接装置系统稳定性高、安全性好,依靠远程编程控制可以实现在复杂曲面上进行自动焊接工作。     

设备跌落分析报告

依据《放射性物质安全运输规定》（GB11806--89）、IAEA《放射性物质安全运输条例》（TS-R-1）、《ASME锅炉和压力容器规范》第Ⅲ卷第一册附录，对设备进行自由跌落分析与评定。设备跌落到地面的速度为53m／s。跌落分析采用ANSYS有限元程序LS—DYNA模块完成。LS—DYNA是以显式为主、隐式为辅的通用非线性动力分析有限元程序。跌落分析时，采用壳元模拟容器壁，其它的质量采用质量单元模拟，目标面采用三维结构实体单元模拟。     

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。     

新燃料元件运输容器跌落试验的有限元分析

新燃料元件运输容器使用了多种非金属材料来实现减振、防火等功能。本文利用ANSYS/LS-DYNA程序进行运输容器1.2 m自由下落试验的有限元分析。首先,根据材料力学试验数据确定金属材料以及非金属材料的材料模型和材料常数。其次,建立规模恰当的有限元模型,设置接触边界条件,确定适用于非金属材料的沙漏参数。最终,完成多种跌落角度自由下落试验的有限元分析,确定1.2 m自由下落试验的试验方案。计算结果表明,设计的新燃料元件运输容器满足美国机械工程师协会(ASME)规范BPVC-III的强度要求。     

储液容器跌落事故的有限元分析

考虑了流固耦合效应在储液容器跌落分析中的作用,采用耦合欧拉-拉格朗日(CEL)方法模拟液体在储液容器跌落过程中的惯性效应以及液体对容器所产生的侧向液动压力,综合考虑了流固耦合效应对储液容器跌落过程中容器本身的变形和动态响应的影响。结果表明,该方法可以较为准确地评价容器的安全性和结构设计的合理性,也为同类结构的设计评价提供参考。     

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。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

膨润土-砂混合物缓冲层轴向热传导性研究

膨润土-砂混合物作为高放废物处置库缓冲材料,在高放废物衰变释热作用下,其物理力学性能对处置库的稳定和安全性具有重要影响。本研究采用自行设计的装置,对按比例缩小后的不同干密度、含水率、掺砂率试样进行热传导模拟试验,并对缓冲层热-力耦合过程进行数值模拟分析,得到了缓冲层温度、应力和应变的变化及分布情况,重点分析了温度的影响。结果表明,增大试样干密度、含水率和掺砂率均可提高其导热性,应变也随之增大,应力受温度影响较早达到平衡;缓冲层靠近热源的位置温度、应力和应变最大,沿轴向方向递减,初始时刻变化明显。     

大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置设计的仿真模拟研究

为获得大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置的选型参数,采用Solidworks建立三维实体模型,使用EDEM软件对装置中用于破碎盐饼层的旋耕刀进行离散元仿真分析;使用ANSYS软件在吸尘过程中对不同吸力、吸尘口形状进行有限元仿真分析,并对拟采用的主要受力零部件进行强度校核。结果表明,旋耕刀平均受力最大为330 N、最佳吸力19 kPa,最佳的吸尘口形状为扁平入口、圆形出口,主要受力零部件在仿真分析中未产生明显变形。研究结果可为后续装置的现场验证实验提供技术支持。     

铀浓缩厂放射性废物管理与最小化实践

介绍了某铀浓缩厂含铀放射性废物管理现状及放射性废物最小化方面的应用实践。放射性废物分类收集,集中处置,减少放射性废物的体积及产生量是基本要求。采用5%的Na₂CO₃和30% H₂O₂混合液以及清水对放射性污染管道、阀门等进行清洗,使α表面污染≤0.4 Bq/cm²,清洗液厂内循环利用。通过除锈清洗液再利用、水压试验水再利用及容器清洗工艺优化改进等措施,单台容器平均废液产生量减少35%左右,从源头上控制了含铀废液的产生量。小容器处理工艺由湿法改为干法,废水产生量减少了90%;大容器清洗过程中,除锈液可重复利用5次,可使得除锈废液的产生量减少80%左右。提高吸附尾液循环利用比,减少了废水的产生量。采用钙盐联合沉淀法处理废水,废渣年产生量平均减少20%,废水处理合格率大大提高。在此基础上,介绍了实现含铀放射性废物最小化的几点思路,并提出相关措施。     

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用

为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。     

碘［131I］原料液瓶中放射性废气收集装置的研制和应用

碘［¹³¹I］放射性药品生产过程中放射性原料液瓶开启时,瓶内积存的放射性废气集中释放,易造成放射性废气污染,以至排放超标。为实现放射性废气的半自动收集与暂存,本研究结合实际生产条件,克服热室尺寸受限、耐辐照、可操作性及通用性等难点,研制一套碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置,并对收集的放射性废气进行测量和分析。结果表明,装置运行稳定可靠;通过收集并测量22批次的¹³¹I废气放射活度,表明收集量与环境温度存在一定相关性;使用三个收集瓶可充分收集储存。碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置可有效收集碘［¹³¹I］原料液瓶开启过程中集中释放的放射性废气,降低对操作人员和环境的辐射影响。以上结果对其他碘［¹³¹I］放射性药品生产机构控制碘［¹³¹I］排放有一定借鉴意义。     

核电厂放射性废液防堵塞液位检测系统研究

核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞,导致放射性废液液位失去监测,影响放射性废液处理效率。针对该问题,新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期,将自动吹扫装置的吹扫气路与测量气路重新组合,吹扫逻辑通过设置吹扫工作启动和停止的先后顺序和时间间隔,每次只吹扫一路测量气路,保证了吹扫工作中仪表的测量功能不受影响。模拟测试结果表明,自动吹扫装置解决了吹气式液位测量仪表管路频繁堵塞的问题,最终保证放射性废液液位监测功能连续可用。     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。