RY-I乏燃料运输容器维保实施及经验反馈

随着我国核工业几十年的发展,核电站及其他研究堆产生的放射性废物逐渐增多,对于放射性废物与乏燃料的运输需求也与日俱增,而乏燃料安全运输的关键在于运输容器。RY-I乏燃料运输容器是49-2反应堆和49-3反应堆的乏燃料运输容器,它由核工业总公司第二研究院设计,1990年10—12月在523厂核容器试验场对RY-I乏燃料运输容器按《放射性安全运输规定》进行了正常运输条件下和事故状态下的实验,获得了成功。主要介绍RY-I乏燃料运输容器的维保,对RY-I乏燃料运输容器进行外观检查、结构检查、密封检查,确保其在维保后能够正常使用。对维保过程中的工作进行总结,例如:维保过程中需要更换O形圈,清理容器内壁,打压做密封检查。对维保过程中出现的问题进行原因分析,改进和经验反馈。

大型乏燃料运输容器球墨铸铁材料断裂韧性统计分析研究

目的研究大型乏燃料运输容器用球墨铸铁材料的断裂韧性,进而给出工程应用中评价断裂韧性的建议。方法通过对顶部和套料试样进行断裂韧性测试,获得不同位置试样的断裂韧性数据。分别采用双参数威布尔分布和正态分布进行统计分析,验证2种分布方法在断裂韧性测试中的适用性,分析大断面球墨铸铁低温断裂韧性对材料参数预期指标的满足情况。结果大型乏燃料运输容器用球墨铸铁材料断裂韧性数据满足威布尔分布及正态分布的要求,国产容器的断裂韧性均远高于各国际标准。结论完成了首次国产大型乏燃料运输容器用球墨铸铁筒体铸件材料低温断裂韧性分析评价,系统地掌握了断裂韧性情况,为容器结构设计、材料选择、失效模式分析和缺陷评定提供了依据。

压水堆24P乏燃料运输容器热工安全分析研究

目的本研究对压水堆24P乏燃料运输容器开展热工分析,以确保其设计满足安全分析的要求并为其装载操作提供合理的时间窗口。方法本文采用计算流体力学软件对乏燃料运输容器在装载工况、正常运输工况和事故工况下受热情况开展三维分析,得出了不同工况下各部件的最高温度和容器内腔水的沸腾时间随衰变热功率和水池初始温度的变化,为乏燃料组件装载操作时间窗口的确定提供了依据。结果分析结果显示:采用氮气排水之后,在真空干燥约34.37h时乏燃料组件最高温度达到400℃,如因异常工况导致真空干燥无法完成,则需在该时间窗口前完成氦气回填操作,以保证组件温度在安全限值以内。在正常运输工况和事故工况下,容器主要结构部件的温度均在部件安全温度限值以内;在事故工况下,乏燃料组件温度约在事故后22 h达到最大值379.7℃,满足法规要求。结论本文的分析为后续乏燃料运输容器热工分析和装载操作提供参考。

百吨级乏燃料运输容器托架设计及验证分析

百吨级乏燃料运输容器托架是对百吨级乏燃料运输容器进行厂外运输、厂内转运、水平提升和翻转操作的重要辅助设备。本文首先分析托架在容器运输及操作过程中应实现的功能,根据功能及接口要求对托架进行结构设计,并选取托架材料。其次选取设计准则,并根据设计准则对托架主要承载部件进行力学分析,以验证托架结构设计及材料选取的合理性,能够保证运输及操作容器的安全性。最后设计试验方案,进一步确保托架结构设计能够满足功能要求和安全要求。

RY-I型乏燃料运输容器设计、试验概况

本文介绍按《放射性物质安全运输规定》(GB11806-89)和IAEA6号安全丛书《放射性物质安全运输规程》B(U)货包的规定,对RY-I乏燃料运输容器的设计性能、安全分析,以及为保证运输安全必须满足的检验。

乏燃料运输容器内破损组件检测方法

在乏燃料贮存和运输阶段,卸出时完好的燃料组件存在破损可能,若出现破损,裂变产物就有可能向环境释放,因此乏燃料运输容器解除密封前,需要进行运输容器内破损组件检测工作。本文提出一种破损检测方法,系统介绍了检测工艺方案、破损标志核素的确定及破损检测的可行性分析,并给出破损检测装置的详细设计。该设备已经研制成功并应用于大亚湾核电站乏燃料组件厂内转运,在国内首次检测到乏燃料运输后破损,结果表明,此检测方法可显著提高破损检测的可信度和效率,具有较高的工程应用价值。

SCALE5.1程序系统中蒙特卡罗方法模块与离散纵坐标模块在乏燃料运输容器屏蔽计算中的比较分析

以某型乏燃料运输容器为计算模型,分别利用SCALE5.1程序系统中的一维离散纵标法程序和三维蒙特卡罗方法程序对运输容器进行了屏蔽计算,计算结果表明,两种方法的总当量剂量率结果相对偏差在10%以内。最后对两个模块的应用特点及差异进行了比较分析,为其在乏燃料容器屏蔽计算中的应用提供参考。

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。

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。

乏燃料运输容器研究进展

目前,国内核电站的乏燃料一般暂存在反应堆保存水池中,随着运行年限的增加,保存水池贮存的乏燃料日趋饱和,急需使用乏燃料运输容器将冷却到一定年限的乏燃料运往最终处置场,因此国内对大型乏燃料运输容器的需求也日益紧迫。此外,随着核电在中国的大力发展,国内对大型乏燃料运输容器的需求也随之加大。文中调研了国外乏燃料运输容器的技术现状及发展趋势,分析了国内的技术基础与发展条件,梳理了乏燃料运输容器的技术特性和结构特性,并就国内研制商用堆乏燃料运输容器给出了合理的建议。

微型反应堆乏燃料专用运输容器研制

针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。

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。

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。

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。

欧安诺先进乏燃料容器制造厂投运

【法国欧安诺公司网站2024年10月17日报道】法国欧安诺公司(Orano)近日在法国诺曼底瑟堡港(Cherbourg)举行TN Eagle乏燃料容器制造厂投运仪式。该厂建设获得了“法国复兴”投资基金支持。该厂占地6600平方米,于2023年2月开工建设,专门用于制造乏燃料运输和干法贮存容器TN Eagle。

事故工况下乏燃料运输容器跌落分析

目的验证乏燃料运输容器本体、内外盖、吊篮和螺栓及其运输包装设计,在事故工况中以最危险角度从9 m高度自由跌落至水平的刚性地面过程中,是否满足GB 11806《放射性物质安全运输规定》的规范要求。方法采用LS-DYNA进行有限元仿真模拟跌落过程以代替跌落试验,开展乏燃料运输容器9 m自由跌落冲击分析,并根据ASME规范第III卷规定的应力限值对容器本体、内外盖、吊篮和螺栓进行应力校核。结果应力校核结果显示,乏燃料运输容器本体、内外盖、吊篮和螺栓满足设计强度要求。结论该乏燃料运输容器本体、内外盖、吊篮和螺栓及其运输包装设计满足GB 11806规范要求。

高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加,高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数;详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验,论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性,验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。

乏燃料运输容器事故工况密封分析研究

目的 为防止放射性物质泄漏,要求乏燃料运输容器在事故工况下保证容器的密封。通过对乏燃料运输容器比例容器事故工况密封分析研究,为乏燃料运输容器密封分析提供依据。方法 为验证假想事故工况乏燃料运输容器的密封性,采用LS-DYNA分析软件,开展乏燃料运输容器比例容器9 m跌落分析,提取密封螺栓跌落过程中的载荷时程和密封面分离量,并在比例容器跌落试验后开展气密性能试验。结果 跌落分析结果表明,比例容器内、外盖在跌落过程中,密封螺栓应力满足限值要求;内、外盖密封面最大分离量小于密封结构有效回弹量。同时跌落后容器的气密性检查试验结果表明其密封性能良好。结论 乏燃料运输容器比例容器的跌落密封分析和气密性试验结果表明,在事故工况下乏燃料运输容器货包能够保证密封要求,该分析方法可用于乏燃料运输容器事故工况的密封分析。

ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进

乏燃料运输容器内盖上的排气/排水孔盖作为容器包容边界之一,采用双○型金属密封圈,在容器装载乏燃料组件后需对排气/排水孔盖进行氦泄漏检测。ENUN 24P乏燃料运输容器调试过程中,发现原泄漏检测工具存在孔盖与密封面对中困难、操作复杂、易损坏密封面、增加操作人员受照风险和检测方法未考虑本底值等问题。针对以上问题,提出了改进检测工具和增加本底测量的检测改进措施,经过试验验证改进后的检测工具能有效地加快泄漏检测时间,操作简便,并减少操作人员受照剂量。改进后的检测工具也可应用于国内已有的NAC-STC型乏燃料运输容器排气/排水孔盖泄漏检测。

乏燃料运输容器抗脆性断裂评价

目的研究乏燃料运输容器的材料抗脆性断裂的论证方法,验证乏燃料运输容器的选材是否满足GB 11806《放射性物质安全运输规定》和IAEA SSG-26所要求的-40℃下仍能正常运行的抗脆性断裂要求。方法以某型号乏燃料运输容器为例,采用LS-DYNA进行有限元仿真模拟跌落过程,开展乏燃料运输容器9 m自由跌落冲击分析,依据计算结果分别采用传统的抗脆性断裂论证方法和线弹性断裂力学的分析方法验证材料的抗脆性断裂能力。结果采用传统的抗脆性断裂分析方法时,选材不满足要求;采用线弹性断裂力学进行抗脆性断裂分析时,选材满足要求。结论对比传统的选材方法,采用线弹性断裂力学分析方法能够有效降低抗脆性断裂设计的裕度,为扩大乏燃料运输容器的选材范围提供了有效途径。