放射性物品运输容器试验验证经验总结

我国放射性物品运输实施分类监管。试验是验证放射性物品运输容器安全性能最直接的手段。本文对放射性物品运输容器的试验要求与检测方法进行了综述,并对运输容器安全性能试验的经验进行了总结。     

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。     

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。     

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。     

后处理设施的红油爆炸故障树分析

目前世界上几乎所有的乏燃料后处理设施均选用Purex流程。红油爆炸事故是Purex流程后处理设施安全研究的焦点问题之一。本文对典型后处理设施共去污分离循环工段的中放废液蒸发器的红油爆炸事故进行了事件树 故障树分析。结果显示,红油爆炸事故的发生频率极低;人因失误和共因失效对整个红油爆炸事故的贡献很大。应采取相应措施,以预防事故的发生。     

放射源运输容器力学设计和试验验证

目的 设计一种用于运输工业辐照用特殊形式放射源的运输容器,通过试验验证运输容器的安全性能。方法 根据《放射性物品安全运输规程》和《放射性物质安全运输条例》中B(U)型货包的规定进行设计,设计的运输容器主要包括屏蔽容器、吊篮、防护罩及运输托架4部分组成,并对运输容器进行正常运输工况和运输事故工况下的3次跌落试验。结果 试验对容器外防护罩和保温层造成部分损坏,但防火层完整,不影响包装的密封和屏蔽功能,试验结果表明运输容器满足标准要求。结论 运输容器在正常运输工况和运输事故工况下的跌落测试后,包装的屏蔽和密封仍然有效,即该运输容器在规定的正常运输工况和运输事故工况下能保证放射源的运输安全。     

核燃料循环设施磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧释放行为初步研究

磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧是核燃料循环设施典型的火灾事故,是核燃料循环安全不可忽略的重要研究内容。本文初步展开了磷酸三丁酯/煤油的小面积(77.9～2 921.0 mm²)燃烧实验研究,通过基础实验初步分析了磷酸三丁酯/煤油的燃烧速率、气体释放组分以及气溶胶释放及其粒径分布规律,并与公开的国外数据成果进行了比较分析。     

乏燃料运输容器减震器应用及研究现状

目的 了解国内外乏燃料运输容器减震器的成熟结构形式,分析应用技术的主要特点,整理现有减震器缓冲材料的材料特性和研究现状,为国内减震器设计发展提供一定参考。方法 综述国内外代表性乏燃料运输容器的减震器应用现状,分析现有缓冲材料的优缺点和结构设计方面的注意事项。结果 目前,国内外乏燃料运输容器多采用木材填充的壳式减震器,在填充材料方面,聚氨酯泡沫、蜂窝铝等工程材料也有应用,此外泡沫铝、碳泡沫、双向瓦楞蜂窝铝等新型材料也被研究用作减震器缓冲材料。结论 建议继续增加对新型缓冲材料以及对减震器结构设计的研究,以满足未来国内大型乏燃料运输容器的应用需要,同时建议注重减震器产品的适配性和兼容性,开发系列化产品。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

UO2芯块运输容器核临界安全分析

目的 在开展二氧化铀（UO₂）芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数（CSI）限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法 文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果 该案例的次临界限值（USL）为0.91974;UO₂芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.286 08,无限阵列货包的最大keff值为0.798 34。结论 UO₂芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.919 74,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。