我国PWR燃料组件运输容器定期评价与经验反馈

目的介绍我国放射性物品运输容器定期安全性能评价的相关标准和要求,并着重介绍我国现有3种不同型号的压水堆新燃料组件运输容器定期安全评价工作。方法根据GB 11806等标准规范的要求,检查容器的使用维护历史,通过一系列的现场实验和数据分析,对容器结构、包容、传热、屏蔽和防止临界等5个方面的安全性能进行系统评价。结果通过对245台不同型号的PWR燃料组件运输容器的现场检查结果分析,容器主要存在防腐层损伤、吊耳焊缝裂纹、密封垫开裂老化等安全隐患。结论该项工作全面系统地总结了我国压水堆新燃料组件运输容器的安全现状,特别是验证了我国使用了20余年的新燃料组件运输容器的安全性能,具有重要的现实意义。同时,对今后放射性物品运输容器的设计、使用、维护等方面进行了经验总结和反馈。

新燃料组件运输容器的力学和临界设计研究

介绍了一种新燃料组件运输容器在设计过程中的力学和临界计算。根据相关设计法规和标准,首先对该型容器进行力学仿真,考察其在极限工况下的堆叠性能,开展了容器的模态分析以及在公路运输工况下的随机振动响应及疲劳失效计算。之后,对该型容器开展了各工况下单个及阵列条件下的临界计算。相关的力学和临界计算结果为该型容器的最终设计定型提供了依据。

新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的处理方法研究

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。