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。

乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料应用及研究现状

目的了解国内外乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料的类型,整理分析现有中子屏蔽材料的性能和特点,为应用于乏燃料运输和储存容器的中子屏蔽材料的研发提供一定参考。方法综述国内外应用于乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料的应用现状,对关键性能进行总结和比较,并提出其研究重点和发展趋势。结果目前,硼化不锈钢、碳化硼/铝复合材料、硼铝合金、聚合物基复合材料和屏蔽混凝土等中子屏蔽材料已应用于乏燃料运输和储存容器。结论随着核电厂高燃耗的发展趋势,未来乏燃料运输和储存容器对中子屏蔽材料的性能提出了更严格的要求,建议注重研发屏蔽性能优异、装配更换方便、耐辐照的中子屏蔽材料。

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。

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。

乏燃料联运数字化应急演练系统研究与应用

组织乏燃料运输核事故应急实战演练的时间和人力成本高,协调难度大,因此,实战演练的次数有限。同时,实战演练模拟的事故情景不够全面,严重的事故情景难以模拟,复盘效果差。为解决实战演练中的难点与痛点,提高乏燃料运输过程中应急组织对各类突发事件的应急处理能力,设计并实现了乏燃料联运数字化应急演练系统。该系统以乏燃料运输应急情景化构建为基础,借助数字化手段实现对特定场景应急脚本的演练,能打破传统实战演练的壁垒,随时随地辅助演练的开展,大大提升演练效率,有效提高乏燃料运输过程的应急处置及响应能力。

受限空间条件下乏燃料运输容器吊装设备的研究

以大亚湾核电站乏燃料运输容器吊装为例,针对受限空间下无法使用传统大吨位吊装设备的特殊情况,结合空间环境条件及安全要求,创新设计了在多场地、狭小空间具备起重和短距离自主移动功能的吊装设备。利用走行装置、框架结构、顶升装置、横梁伸缩装置、液压系统、电气系统及扁担梁吊具等模块化设计,实现了可升降、可横向伸缩调节、可简易拆卸、能短距离自主移动等功能,适合多场地、多场景下的乏燃料货包装卸作业,为起重行业提供新型起重设备样式,填补了国内乏燃料专用装卸设备空白,可推广发展成为物流场站(货场)或工程物流中大件设备的专用装卸平台。

乏燃料多式联运的动态运输计划模型及其初步应用探讨

随着我国核能事业发展,乏燃料运输需求将快速增加。为满足未来运输需要,我国已设计并初步建成以海运、铁路运输为主,公路运输为辅的乏燃料多式联运体系,具备了开展批量化运输的基本技术条件。随着联运体系的正式运行,以及即将到来的大批量、年度多批次运输,也对运输计划的制定、动态调整及运输活动综合管理提出了新的要求。本文通过分析我国乏燃料多式联运体系的全流程工艺环节,结合运输计划实施影响因素,提出了一种运输全流程的动态运输计划制定及调整模型,并可结合运输项目管理需求开展模块化拓展应用,提高乏燃料运输计划管理效率、准确度。该模型还可根据需要拓展至各型放射性物品运输活动管理,进一步提升放射性物品运输安全及可控性。

我国乏燃料运输现状探讨

随着我国经济的持续发展,核能作为安全、清洁能源在我国能源战略中地位日益突出。在保证安全的前提下,我国核电机组按照国家规划合理增加,乏燃料的产量也将逐步增加。根据我国核电站乏燃料贮存及外运规则,以及我国核电站主要位于东部沿海,而乏燃料后处理厂处在西北腹地这一国情,必将面临乏燃料的大量、长距离及安全运输的问题。乏燃料运输作为联接核电站与后处理厂或最终处置场的纽带,在维持核燃料循环体系的正常运行上发挥至关重要的作用。对国内外乏燃料运输涉及的运输方式、运输容器、运输安全监管及事故应急体系等问题进行了分析和讨论,对我国乏燃料运输中存在问题的解决提出了建议。

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。

乏燃料容器设计中组件包壳的氢脆特性影响分析

目的针对高燃耗乏燃料在干法运输条件下存在的包壳脆性变化,探讨其对我国现阶段乏燃料运输及容器安全研究中以“组件结构保持完整”作为设计基准所带来的影响和考虑。方法结合锆包壳氢化物韧脆转变的机理,针对乏燃料离堆和运输过程对包壳性能变化进行分析,并根据美国“ISG-11”等技术导则中提出的判别准则,探讨事故载荷下高燃耗乏燃料包壳结构性能的变化。结果通常认为2G乏燃料不需要考虑其材料氢脆影响问题,而高燃耗的3G乏燃料则必须综合评价离堆及后续干法运输过程中各种因素变化对其性能的影响,以判断包壳的峰值温度、韧脆转变温度和温度变化幅度等是否会对事故工况下“其结构始终保持完整”的设计基准造成影响。结论随着我国进入3G高燃耗乏燃料密集运输的时代,在乏燃料运输容器设计及运输安全分析时更应充分考虑包壳材料氢脆特性影响下的乏燃料结构在事故载荷下的保持能力。

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。

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。

压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。

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。

乏燃料运输船的货舱通风与空调设计研究

根据乏燃料运输的防幅射特点,分析船舶货舱的通风系统设计要求,应用工程计算法,计算货舱的热量和所需空调系统的冷却负荷,为货舱空调系统设计提供依据。基于CFD的大空间气流组织模拟,研究货舱空调的送回风布置对冷却效果的影响。文章采取PLC空调自动控制系统,强调货舱温度的监测要点,提出改进乏燃料运输船货舱温控的节能措施。

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。

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统。转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽。通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性。

基于熵权的乏燃料公路运输选线模型

由于核电站的特殊性,乏燃料的运输在核电供应体系中占据重要地位。核电站乏燃料具有辐射性,运输过程中对工作人员、沿途公众和环境等可能会产生危害,又属于公路超限货包运输,所以对公路运输线路要求非常高。本文在利用层次分析法构造乏燃料公路运输线路优选系统的综合评价指标体系的基础上,结合熵权和模糊数学理论,构造基于熵权的乏燃料公路运输选线模糊层次分析模型,为确保核电供应链中乏燃料物流的安全、降低其对环境的影响提供决策依据,以达到安全、可靠和经济合理地完成核电站乏燃料运输的目的。

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。