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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

蒙特卡罗方法在乏燃料运输容器屏蔽中的应用

本文主要应用蒙特卡罗方法进行了屏蔽计算的研究.在开展蒙特卡罗方法的实际应用中,对大亚湾第一炉换料乏燃料运输容器进行了屏蔽计算.源项应用ORIGEN-Ⅱ程序的计算结果,应用MCNP程序对乏燃料运输容器(STC)进行屏蔽计算,并将计算结果与实测值进行了比较分析.考虑到今后可能会运输更高燃耗的乏燃料,本文对这类乏燃料的运输也进行了计算.     

高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述;根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型,并研究不同模型对有效增殖因子（keff）和计算时间的影响,获得了临界计算问题中最优的燃料球模型;运用MCNP5描述燃料球运输容器,并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明,所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态,其临界安全指数（CSI）可定为0。      

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，     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。