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大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2004,(1)
RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,需进行屏蔽性能评价。本文使用ORIGEN2程序对单个秦山三期乏燃料棒束进行了放射性源项计算,为屏蔽性能评价提供源项输入数据。计算给出了停堆0时刻至5a,步长0.5a各衰变时间段对 相似文献
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GY-20和GY-40型大容量钴-60运输容器关键技术研究 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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钴—60源运输容器安全性分析 总被引:1,自引:1,他引:1
根据IAEA安全标准No.6有关规程的要求,采用工程传热学和工程力学分析方法,对未经国标GB1180689规定试验的钴60源运输容器的安全性作了分析。经计算分析得,本容器外表面辐射水平为1.56mSvh-1,小于IAEA有关规程规定的2mSvh-1限值。容器经改进后,在800℃火焰中曝射30分钟,其铅温度为166.4℃,小于IAEA有关规程规定的200℃限值。本容器与国内工业用钴60源运输容器相比,具有承受正常运输和事故运输条件的能力,其货包的安全性符合GB1180689和IAEA的规定要求。 相似文献
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FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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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。 相似文献
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乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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【英国《国际核工程》1981年2月号报道】最近在柏林召开的帕特雷姆会议,就核燃料元件容器新设计作了详细的研究和讨论。根据国际原子能机构对 B(U)型运输容器规定的要求设计出供新的和辐照过的钠冷快堆燃料使用的运输容器,原则上与轻水堆燃料使用的容器相同。但增殖堆的燃料 相似文献
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新燃料组件运输容器上的加速度计是用于监测燃料组件运输过程中的异常冲击。加速度计的跳离表示在运输过程中可能存在对燃料组件产生损坏的载荷。近年来,国内核电站发生多起新燃料组件运输容器的加速度计跳离事件。发生运输容器的加速度计跳离事件后,需对事发燃料组件的机械完整性以及可用性进行评估,并判断其是否可入堆使用。本文在对加速度计的作用原理及加速度计跳离过程进行深入分析基础上,提出了一种新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的通用处理方法。利用该通用处理方法对某核电站近年来发生的新燃料组件运输容器加速度计跳离事件进行了处理,处理结果得到了业主的采纳。本文中提出的加速度计跳离事件通用处理方法,可为国内核电站后续加速度计跳离事件的处理提供重要的参考和依据。 相似文献
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CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟 总被引:3,自引:1,他引:2
利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程,以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示,使用这两种中子源,热中子计数均随源距增加而呈指数下降;孔隙度较小时,两者的计数差异较小,当地层孔隙度达到40%时,D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比241Am-Be中子源高很多,其分布范围也更宽,近探测器的源距选择20~30 cm,远探测器的源距选择约60~70 cm;D-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低,而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示,利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井,在增加源距的同时既可以保证计数统计性,又可以提高灵敏度和探测深度,在随钻测井仪器设计中可以取代241Am-Be中子源。 相似文献
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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。 相似文献
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放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法 总被引:3,自引:0,他引:3
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。 相似文献
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为了控制粒子源植入组织间实施近距离放射治疗的质量,防范医疗照射事故的发生,按照国际原子能机构1274号技术报告要求,对同一批次(50枚)放射源的10%(5枚)进行检测,并要求测得的粒子源的表观活度与厂家给出值的相对偏差在5%以内.本文介绍了我院临床上使用的125I粒子源(6711型)的活度的测定方法.采用井型电离室测定125I粒子源的空气比释动能率,进而估算出125I粒子源的表观活度(又称等效活度),并对结果进行了分析.结果表明,该批125I粒子源的活度合格率达到80%. 相似文献