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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

YG-1型运输容器跌落分析与结构优化

利用ANSYS/LS-DYNA程序进行了YG-1型运输容器9 m动态压碎试验的显示动力学分析。根据材料力学试验确定金属材料和非金属材料各项参数,建立合理的有限元模型进行模拟。初步计算结果表明,箱盖上的角钢结构不利于碰撞能量的吸收,导致燃料元件应力过大,不满足ASME规范BPVC-Ⅲ的强度要求。经过对容器防撞结构的重新设计,最终使YG-1型运输容器设计满足ASME规范强度要求。     

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.     

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.     

田湾核电站监督试样运输容器组件研制

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806-2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。     

某核电厂辐照监督管运输容器的研制

为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠装载反应堆压力容器辐照监督管,实现监督管的公路运输,并且能够满足监督管取出至热室进行切割检验操作的要求。该运输容器的研制采用设计与试验验证相结合的方法,设计工作主要包括容器的屏蔽计算、结构设计和力学评定,试验内容主要包括容器的贯穿试验、自由下落试验以及屏蔽性能试验。结果表明,研制的辐照监督管运输容器满足功能要求,并符合GB 11806—2004标准的规定。目前,本运输容器已完成首根辐照监督管的运输任务。     

FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验

FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。     

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。     

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。     

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.     

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。     

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     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。