田湾核电站监督试样运输容器组件研制

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806-2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

加强放射性物品运输安全管理的几点建议

介绍了我国放射性物品运输安全监管法规建立的背景和意义,总结分析了《放射性物品运输安全管理条例》实施后我国放射性物品运输中存在的问题,并针对性地提出了几点建议。     

国内特别报道

三门核电新燃料进厂获国家核安全局审批 1月5日,国家核安全局正式向三门核电有限公司下发了《关于颁发三门核电有限公司一类放射性物品运输容器使用批准书的通知》和《关于批准中核集团三门核电有限公司燃料组件（美供）运输核与辐射安全分析报告书的通知》,标志着三门核电首炉燃料组件运输容器取证工作和新燃料组件运输方案的审查工作顺利完成。     

快堆MOX元件运输容器的缓冲器研究

快堆MOX元件运输容器的缓冲器是决定其放射性包容边界安全的重要部件。某型号MOX元件运输容器的缓冲器材料首次选择泡沫铝，通过自由下落试验的标准姿态进行吸能原理分析，设计出了适用于缓冲器材料的型号、结构及关键参数。对选定的材料进行了拉伸、压缩、剪切3种准静态和动态力学性能试验，获得了用于数值模拟计算的材料本构关系参数，并对模型参数进行了测试，用弯曲试验进行了验证。有限元分析和试验结果对比显示：运输容器缓冲器材料的本构关系具有适用性，可用于快堆某型号MOX元件运输容器的自由下落分析计算。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

放射性物品运输辐射监测数据管理软件的设计及应用

为了协助委托人做好放射性物品运输辐射监测数据管理,我们开发设计了用于委托人办理放射性物品运输辐射监测报告的数据管理终端软件,使用该软件可实现对办理报告相关文件资料的集中管理,辐射监测机构也可方便地收集有关放射性物品信息,实现信息共享,提高工作效率。相关信息提供给辐射管理部门后,还可方便辐射管理部门掌握放射性物品运输情况,为放射性物品运输过程中对环境和人员造成的潜在风险和事故评价提供支持,可探索实现对放射性物品运输进行动态管理。     

RY-Ⅰ型乏燃料运输容器热工试验研究

本试验研究的目的是评价RY-Ⅰ型乏燃料运输容器的热性能,它包括正常运输状态的传热性能及火灾事故时的耐火能力。确定了数学物理模型,并编制了RYTDOT-N、RYTDOT-F两个计算机程序。乏燃料运输容器热试验在中国是首次。试验是将原型容器放在加热炉内进行的。试验在超过按时间平均的环境温度820℃下持续30分钟,试验方法、试验条件和试验装置均满足IAEA的安全标准“放射性物质安全运输规程”的要求。试验结果证明了容器的耐火性能符合要求。试验的动态温度测量结果与程序计算结果吻合甚好,从而验证了程序的正确性。     

放射性物品分类方法研究

放射性物品种类繁多，不同放射性物品的特性和潜在环境风险不同，国内对放射性物品进行分类管理，并且制定了《放射性物品分类与名录（试行）》。为优化国内放射性物品分类，本文调研了国内外放射性物品分类现状以及分类的依据，总结了分类依据的主要差异，剖析了国内放射性物品分类及其依据中存在的问题，提出解决问题的思路和建议：一是删除放射性物品分类中放射源、放射性废物等列举事项；二是修订分类与目录，不同分类放射性物品对应的联合国编号唯一，与国际保持一致。本文为《放射性物品运输安全管理条例》及《放射性物品分类与名录（试行）》修订提供了参考。     

我国含微量放射性物质照明产品运输和仓储环节的监管建议

根据新版《放射性物品运输安全管理条例》和《放射性物品分类和名录》(试行),将含有放射性物质的仪器或制品的例外货包纳入第三类放射性物品,需要对运输过程进行监管。作为需求量大、覆盖面广的含微量放射性物质照明产品,如果对其运输和仓储环节进行审批管理显然不利于整个照明行业的发展,也不利于审管部门的监管。目前世界多数国家在分析论证的基础上对这类照明产品的运输和仓储环节进行了豁免;本文收集和分析了我国含微量放射性物质照明产品的现状,采用相应的评价方法,对其运输和仓储环节的环境影响进行了分析,根据GB 18871—2002中的豁免准则要求,对我国含微量放射性物质照明产品运输和仓储环节的监管提出了建议。     

新燃料元件运输容器热工安全分析及试验验证

新燃料元件运输容器是为运输493反应堆燃料元件设计的专用设备。为保证燃料元件在运输过程中的安全性,使运输容器及燃料元件的各项性能指标符合标准GB 11806-2004的要求,对运输容器进行了热工设计计算和验证试验。通过计算与相应热工试验结果的比较,验证了运输容器热工设计的准确性。采用该运输容器运输新燃料元件,在正常运输工况和事故运输工况下可保证燃料元件的安全,完全满足GB 11806-2004的规定。     

放射性物质运输货包力学试验评价技术

放射性物质运输容器是放射性物质安全运输的唯一物理屏障,运输容器需能抵抗可能的碰撞事故,GB 11806和IAEA的SSR-6针对碰撞事故情景规定了相应的力学试验项目。本文结合GB 11806和SSR-6规定的试验要求,介绍了中国辐射防护研究院自由下落冲击力学试验装置和应力、加速度、形变、影像测量系统。针对3m3六氟化铀运输容器、XAYT-Ⅰ型医用伽马刀治疗头及密封放射源运输容器、ZHQY-QG-001型退役辐照源运输容器,采用试验和有限元仿真计算相结合的方法,分别研究了容器关键部件的形变、应力、加速度数据在容器安全性能评价中的应用。结果表明,综合应用有限元仿真计算与试验技术,采集和分析影像、应力、加速度、形变等数据,可分析货包结构失效模式和评价货包安全性能。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。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、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述；根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型，并研究不同模型对有效增殖因子（keff）和计算时间的影响，获得了临界计算问题中最优的燃料球模型；运用MCNP5描述燃料球运输容器，并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明，所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态，其临界安全指数（CSI）可定为0。      

ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进北大核心CSCD

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。     

Use of impact analysis in licensing industrial container for transporting new fuel

Abstract

The finite element (FE) method is a powerful tool for the simulation of mechanical and thermal behaviour of structures. In recent years, the explicit FE method has increasingly been used in the development of transport packages and as part of approval applications to demonstrate the performance of packages. Testing and analysis are the two methods specified in the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material for demonstrating the structural and thermal performance of a transport package against the requirements of the Transport Regulations. The roles of testing and analysis, and the relative prominence of the two, may vary between Competent Authorities in different countries. This can range from analysis being regarded as the primary mode of demonstration with testing as confirmatory, to testing being the primary mode of demonstration supplemented by analysis. This paper describes the use of the non-linear FE code LS-DYNA in the licensing of a new container for the transport of new nuclear fuel. The package was classified as an Industrial Package (Fissile) in accordance with the IAEA Regulations, and hence it was necessary, among other things, to demonstrate that criticality criteria were satisfied under postulated impact conditions. Physical drop tests were carried out and the results are compared with LS-DYNA computer calculations using the same FE models developed to support the design of the new container. The analyses and tests clearly demonstrate the novel use of polyurethane foam as the container main energy absorber. The FE predictions are compared for accelerations, bolt loadings and global deformations of the container. In general good correlation was obtained between predictions and tests and the differences, which did occur, particularly for accelerations, are discussed and reconciled. The paper concludes that explicit analysis codes are now so reliable for container impact calculations that minimal test work should be pursued basically for key confirmatory impact scenarios.     

基于光滑粒子与有限元耦合算法的放射性废液运输容器跌落分析

基于光滑粒子和有限元耦合算法,利用显式动力学分析软件LS-DYNA,对装载放射性废液的车载式废树脂接收装置在三种不同跌落方式下的跌落冲击过程进行了数值分析。以装置水平跌落为典型算例,对其在跌落过程中所受的动态激励、装置的压力变化和装置的应力状态进行了分析。结果表明,光滑粒子和有限元耦合算法对于解决装载放射性废液的运输容器在跌落冲击过程中流固耦合问题是有效的。同时,基于有限元分析结果,提出了一种按照RCC-M《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》等规范对放射性物质运输容器跌落冲击过程进行应力强度评定的方法,并依据该方法对装置的结构强度进行了评定,结果显示装置在三种不同跌落方式下的应力强度均满足要求。     

EDF Waste Packages Transport and Compliance with Regulations: Prediction of Retention of Radionuclides by Cementitious Materials

Abstract

Different concrete waste packages have been designed by Electricite de France (EDF) for the long-term storage of radioactive Low Level Waste (LLW). Their main function is to confine radionuclides from the biosphere for three hundred years in a near-surface disposal. According to the transport regulation, a Type B package is needed for some waste like water filters. The water filters from EDF nuclear power plants are encapsulated in mortar and placed in a concrete container. Transport regulations for these containers have required the development of a methodology for safety assessment. The reference scenario of container degradation during transport considers a 9 m drop and a 800°C fire for 30 min. First, the different chemical and physical processes involved in the containment of radionuclides are analysed. In particular, the radionuclide transport mechanisms in cement-based materials have been reviewed. Secondly, the effects of a container drop on the mortar and concrete retention are discussed. Thirdly, in order to prove compliance with the regulations, a simplified model is proposed to predict the radionuclides release with time. It is concluded that cement-based materials offer high performance as a mechanical and chemical barrier to radionuclide releases for Type B packages.     

Shielding Performance Measurements of Spent Fuel Transportation Container

The safety supervision of radioactive material transportation package has been further stressed and implemented. The shielding performance measurements of spent fuel transport container is the important content of supervision. However, some of the problems and difficulties reflected in practice need to be solved, such as the neutron dose rate on the surface of package is too difficult to measure exactly, the monitoring results are not always reliable, etc. The monitoring results using different spectrometers were compared and the simulation results of MCNP runs were considered. An improvement was provided to the shielding performance measurements technique and management of spent fuel transport.     

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。