田湾核电站监督试样运输容器组件研制

冯嘉敏，衣大勇，徐治龙，韩 治，姚成志，范月容，孙晓雨

(中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所，北京 102413)

田湾核电站反应堆压力容器随堆监督试样组件包括6组辐照监督试样和6组温度监督试样，分别用于监测压力容器材料的辐照脆化状况和热时效状况。根据监督大纲的要求，第1组温度监督试样将于反应堆开始运行3 a后(即2010年)从堆内取出，第1～3组辐照监督试样将分别于反应堆开始运行5、9、17 a后从堆内取出，其余监督试样则根据第1组辐照监督试样的试验结果来确定抽取计划。

为将田湾核电站机组60 a运行期间从堆内取出的温度监督试样和辐照监督试样通过公路可靠地运输到分析检验单位，中国原子能科学研究院研制了监督试样运输容器组件。该组件的研制采用设计与验证试验相结合的方法：1) 根据监督试样的源项计算确定运输容器的类型与屏蔽厚度，考虑监督试样结构尺寸与取放监督试样的便捷性，完成运输容器的结构方案设计；2) 对运输容器开展屏蔽性能校验和正常运输条件下的力学评定，进行设计优化，完成运输容器设计；3) 按照设计图纸文件制造一运输容器，对该容器进行喷水试验、自由下落试验和贯穿试验[1]；4) 该运输容器在反应堆模拟体上进行使用功能试验，验证其现场操作使用的便捷性，根据试验结果对设计进行优化，最终制造出监督试样运输容器组件。

本工作对监督试样运输容器组件的屏蔽设计、结构设计进行研究，并进行验证试验。

1 监督试样源项与运输容器屏蔽计算

1.1 监督试样源项计算

图1 辐照监督试样活度随辐照时间的变化

根据田湾核电站提供的《Reference specimens operation manual 1203.75.00.000РЗ》文件中的监督试样参数，采用ORIGEN2程序进行监督试样源项计算。

田湾核电站设计寿命40 a，考虑到延寿，最终寿命可能达到60 a。60 a内辐照监督试样活化后的放射性核素活度变化趋势示于图1。由图1可看出，在反应堆运行20 a左右时，其活度达到平衡，其后基本不再随时间变化。监督试样源项按寿期60 a计算，其中54 a为满功率运行时间，其余6 a为停堆换料检修时间。

辐照监督试样经反应堆连续满功率辐照54 a后停堆，在停堆后15 d取出，计算得到辐照监督试样的总活度为1.08 TBq，小于根据GB 11806—2004[1]计算出的放射性核素活度导出限值Xm，因此确定运输辐照监督试样的货包为A型货包。辐照监督试样的光子总源强为1.14×1011s-1，释热率为0.02 W。该源项计算结果偏保守。

1.2 运输容器屏蔽计算

采用MCNP程序对运输容器屏蔽进行计算。运输容器采用立式圆桶状模型，如图2所示，屏蔽材料为铅，其余结构材料为0Cr18Ni10Ti不锈钢。计算中忽略减震结构的屏蔽作用，考虑上、下端盖的缝隙。因运输容器内容物本身也是光子吸收材料，计算中忽略内容物结构。计算得到用容器运输2组辐照监督组件和1组温度监督组件时，运输容器所需铅屏蔽层的厚度为15 cm。运输容器表面的最大剂量率为0.01 mSv/h，小于文献[1]中的规定值0.5 mSv/h。距运输容器表面1 m处最大剂量率为0.000 2 mSv/h，小于文献[1]中的规定值0.01 mSv/h。

图2 屏蔽计算模型

计算结果表明，所设计的运输容器可满足GB 11806—2004对放射性物质运输的屏蔽的要求，运输指数为0.02，货包为A型Ⅱ级(黄)货包。

2 运输容器组件结构设计

2.1 结构概述

为实现既能与田湾核电站现场切割取出设备配套使用，又能方便进入监督试样分析热室，设计一吊篮，作为运输容器与田湾核电站现场切割取出设备之间的过渡配合件。运输容器和吊篮等构成运输容器组件。

运输容器示意图示于图3。运输容器由减震器、容器本体等组成。减震器采用碳钢材料，翅片型式，由减震器底座和减震器上盖两部分组成。减震器底座和减震器上盖之间用32个M20螺栓连接。

图3 运输容器示意图

容器本体和吊桶的示意图示于图4。容器本体采用不锈钢包壳灌铅结构，由吊桶、防护容器、上端塞、下端塞和上法兰组成。防护容器与上法兰、下端塞之间采用螺栓连接，防护容器与上端塞之间用密封圈进行密封，容器本体的下端设有1根排水管，排水管用螺栓塞密封。1组温度监督试样放置于焊接在下端塞上的支架管内，吊桶套在支架管上。两组辐照监督试样放置在吊桶内，吊桶为两组辐照监督试样在运输容器内提供支承和定位。吊桶采用奥氏体不锈钢材料。容器上端塞和吊桶的上部接头结构可实现与田湾核电站的专用工具之间的配合，完成在堆水池中辐照监督试样的装载。

图4 容器本体(a)和吊桶(b)示意图

使用运输容器装载辐照监督试样时，将运输容器放入吊篮(图5)中配合田湾核电站现有辐照试样盒切割取出设备使用。吊篮采用不锈钢材料，底板由钢板包矩形空心钢骨架构成，底板和两端提梁形成刚性支撑结构。

图5 吊篮示意图

2.2 技术分析

1) 与核电站现场设备、检验热室设备可靠配合

由于田湾核电站现有的辐照试样盒切割取出设备(大抓具)要求运输容器的配合外径尺寸大，若按此配合外径设计运输容器，运输容器质量将超过5 t，而监督试样分析热室现场只有小于5 t的吊装设备。为满足两边现场的使用要求，设计吊篮作为运输容器和田湾核电站现有辐照试样盒切割取出设备之间的过渡配合件在田湾核电站现场使用。运输容器组件与田湾核电站现场大抓具配合示意图示于6。通过第1次监督试样切割运输，证明此种吊篮配合容器的组合方式，能保证运输容器与切割取出设备能可靠地配套使用，满足结构紧凑、操作便捷的要求。

图6 运输容器组件与大抓具配合使用示意图

监督试样运输容器运达分析现场后，先将容器本体从减震器中取出并将其吊入热室。在热室内建立装卸螺栓台架，将运输容器吊放到装卸螺栓台架上，在台架上卸下端塞与防护容器之间的连接螺栓，在保证操作人员辐射防护的条件下分解和组装容器。运输容器在热室卸物的示意图示于图7。

图7 运输容器在热室卸物示意图

2) 监督试样在运输容器内的可靠固定与装载

吊桶可保证监督试样远距离的装载定位、入堆吊运以及与容器本体的导向定位。吊桶套在容器下端塞支架管上，在支架管壁上开人字槽，在吊桶套孔壁上焊接两个销柱，将吊桶放入容器时吊桶套孔壁上销柱沿容器中心支架管壁上的人字槽滑动，到达人字槽底时吊桶即在容器中准确定位。吊桶两侧设有卡槽，卡槽两侧有滑道保证辐照监督试样准确定位于卡槽内。此种结构不仅能保证在远距离操作时辐照监督试样可靠进入吊桶，还能保证吊桶可靠进入运输容器。

3) 运输容器结构强度

采用灌铅内腔特殊的补强结构(图8)，结合运输容器内部结构设计，在保证屏蔽性能的前提下，提高了运输容器的整体强度。内腔补强结构的加强板采用碳钢材料，屏蔽性能比铅要差，为不降低辐射屏蔽的效果，防护容器灌铅内腔的加强筋设计为孔板结构。下端塞底面边缘开缺口，与防护容器下端定位块配合，实现下端塞与防护容器之间的定位，同时吊桶固定在下端塞的支架上，保证辐照监督样件在运输容器中的位置固定，从而保证放置辐照监督试样位置与布置加强筋的位置错开。辐照监督试样的这种定位方式直观、可靠。

a——孔板结构加强筋和吊桶固定在下端塞支架上；b——下端塞底面边缘开缺口；c——防护容器下端定位块

4) 正常运输条件下容器的完好性

设计结构紧凑的翅片型式的减震器(图9)，实现运输过程中对容器的减震保护作用。采用大型通用有限元软件ANSYS进行力学分析，优化翅片的数量、厚度和尺寸，并对最终设计的运输容器进行了1.2 m自由跌落情况下的力学分析，得到运输容器总体一次薄膜应力最大为67 MPa，局部一次薄膜应力与弯曲应力的和最大为87 MPa。对于正常运输工况下，运输容器的薄膜应力不超过所采用的不锈钢材料(0Cr18Ni9)的设计应力强度Sm(138 MPa)，薄膜应力与弯曲应力的和不超过1.5Sm(207 MPa)即为合格[2]。因此，运输容器装在翅片型式的减震器内，在正常运输条件下可满足安全要求。

图9 减震器示意图

通过运输容器的安全验证试验，也证明在正常运输条件下翅片型式减震器能可靠地实现减震功能，保证运输容器的安全。

3 验证试验

3.1 安全验证试验

根据田湾核电站辐照监督试样源项和屏蔽计算，监督试样运输容器为A型Ⅱ级(黄)货包，按照GB 11806—2004的规定，应完成验证经受运输正常条件能力的试验，包括喷水试验、自由下落试验、堆积试验和贯穿试验。因为运输过程为单件运输，不存在叠放，因此针对监督试样运输容器不做堆积试验，只做喷水试验、自由下落试验和贯穿试验。

喷水试验后运输容器所有部位无积水，喷水造成的结果不影响运输容器的正常使用。1.2 m自由下落试验后，减震器底部减震翅片全部均匀小幅度弯曲，运输容器未发现变形和损伤，可正常使用。贯穿试验在运输容器本体外壳表面造成一直径9 mm的浅撞击痕迹，运输容器可正常使用。安全验证试验前后分别将放射源放置在容器底部和容器中部，检测运输容器各方向表面辐射水平。测量结果表明，试验前后辐射水平未有显著差异，剂量率变化未超过20%，符合GB 11806—2004的要求。以上试验结果表明，运输容器的喷水试验、1.2 m自由下落试验、贯穿试验未破坏运输容器的屏蔽性能，达到了设计要求。

3.2 功能验证试验

运输容器在反应堆模拟体上进行使用功能试验，验证其与现场操作工具配合使用的可靠性与便捷性。试验过程中，吊篮可与现场抓具配合使用，运输容器自身装卸顺畅，容器上端塞与现场抓具配合可靠，但也发现监督试样装入吊桶、吊桶装入容器不够顺畅，容器排水管缺少封堵塞子的问题。通过加大吊桶外廓倒角，优化固定监督试样的卡槽底部，增加排水孔封堵塞子等优化措施，解决了功能试验中出现的问题。

4 结论

根据田湾核电站提供的监督试样参数，进行源项计算确定辐照监督组件取出堆芯时的活度，依据GB 11806—2004确定运输容器为A型货包。根据A型货包的要求，同时考虑容器在田湾核电站现场和监督试样分析现场的使用要求，研制既能保证运输安全又能可靠实现与田湾核电站现场切割取出设备、监督试样分析热室配合使用的运输容器组件。

安全验证试验和功能验证试验的结果表明，运输容器组件能够满足运输安全要求并能可靠实现操作使用功能。田湾核电站第1批监督试样已安全运输至分析热室，表明研制的运输容器组件完全达到预期的设计目标。

参考文献：

[1] 孙喜云，许明霞，王维善，等. GB 11806—2004 放射性物质安全运输规程[S]. 北京：中国标准出版社，2005.

[2] ASME BPVC Section Ⅲ Rules for construction of nuclear facility components division 3-containments for transportation and storage[S]. USA: The American Society of Mechanical Engineers, 2006.