核燃料组件运输容器用螺栓防松性能试验研究

核燃料组件运输容器在运输过程中由于振动及初始预紧力大小不适当等,会导致容器各部分组件产生螺栓连接松动或发生一定程度的螺纹咬死现象,对于核燃料组件等的安全可靠运输十分不利。基于紧固件横向振动试验机,考核了在使用过程中,不同形式垫片以及不同预紧力数值条件下螺栓连接的防松性能。实验结果表明,在不同预紧力下单螺母和平垫片基本不具备防松性能,弹簧垫片在一定程度下具有防松性能,但在较短振动周期下即失效。锥形垫片与双叠垫片在振动条件下具有良好的防松性能。针对现有防松结构的研究与试验测试可挑选出最有利于核燃料组件运输容器的防松结构,获得最佳的螺栓预紧力,切实指导核燃料组件的运输、装箱等工作,提高我国核燃料组件运输容器的安全性能。

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。

核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。

核燃料组件运输容器应用现状概述

目的充分了解国内外核燃料组件运输容器的主要应用现状,通过对照国外发展经验,为更好地实现国内运输容器自主化发展提出意见建议。方法调研和分析国际上主要核大国代表性核燃料组件运输容器的技术现状,以及国内容器的研发、应用状况,梳理了自主化发展中仍需改进的方向。结果国际上主要核大国利用核能技术较早,均已针对本国的反应堆技术开发了成熟的运输容器产品,相比之下,目前国内在引进和吸收国外先进技术的基础上,也已逐渐实现了部分核燃料组件运输容器的国产化,并针对高温气冷堆开发了新型运输容器。结论建议注重核燃料组件运输容器的系列化发展,增加攻克关键技术的投入,继续推进容器设计评价软件开发与试验验证平台的建设。

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。

CNFC-3G型核燃料容器在运输中的振动数据分析与研究

利用中国包装科研测试中心物流监控技术实验室研发的Scout100型物流综合记录仪对CNFC-3G型核燃料容器在运输过程中的振动数据进行记录与分析。从空间三轴向来记录该型核燃料容器内、外的前后、左右、上下方向的随机振动信号,并拟合出容器内部、外部各轴向的随机振动PSD曲线。通过对容器内外PSD曲线的比对,分析该型容器结构的共振特性。

核燃料组件运输容器的临界安全分析

为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算.校核结果表明:正常和事故工况下,CEFR-MOX燃料组件运输容器Kef值变化趋势与原设计基本吻合,最大Kef值与原设计Kef值相对偏差不超过1%。

BQH-21型核乏燃料运输容器球铁筒热处理工艺研究

通过对BQH-21型核乏燃料运输容器球铁筒热处理工艺进行研究,填补了国家大截面球铁件产品热处理的空白。

放射性物品运输法规在核燃料运输中的实际应用

文中以田湾核电站进口的俄罗斯核燃料组件在我国境内运输活动组织实施为实例,探讨了放射性物品运输法规对境外一类放射性物品在运输资质、运输容器使用、核与辐射安全分析报告书编制、委托监测、启运备案及具体运输组织方面的实际指导意义,以供非经营性放射性物品运输单位参考;针对实际运输活动中暴露出的问题进行了经验反馈,以期引发国家相关监督、执法部门的关注,从而优化工作方法,提高一类放射性物品的运输效率。