放射源运输容器力学设计和试验验证

陈磊，庄大杰，孟东原，焦力敏，孙谦，王长武，李国强

放射源运输容器力学设计和试验验证

陈磊，庄大杰，孟东原，焦力敏，孙谦，王长武，李国强*

（中国辐射防护研究院，太原 030006）

设计一种用于运输工业辐照用特殊形式放射源的运输容器，通过试验验证运输容器的安全性能。根据《放射性物品安全运输规程》和《放射性物质安全运输条例》中B（U）型货包的规定进行设计，设计的运输容器主要包括屏蔽容器、吊篮、防护罩及运输托架4部分组成，并对运输容器进行正常运输工况和运输事故工况下的3次跌落试验。试验对容器外防护罩和保温层造成部分损坏，但防火层完整，不影响包装的密封和屏蔽功能，试验结果表明运输容器满足标准要求。运输容器在正常运输工况和运输事故工况下的跌落测试后，包装的屏蔽和密封仍然有效，即该运输容器在规定的正常运输工况和运输事故工况下能保证放射源的运输安全。

放射源；运输容器；力学设计；试验验证

放射源是核技术利用领域中设计的最主要的放射性物品，广泛应用于医疗、工业、农业、勘探等领域，我国目前已有多种放射源运输容器[1-3]。随着我国利用放射源进行辐照加工工业的发展，辐照站装源活度已达到二三百万居里，而国外已有装源活度达千万居里以上的辐照站，辐照产业的发展推动设计装运大活度放射源容器[3]。放射性物质运输是工业、农业、医学、科研等领域实现核能和核技术利用的必要环节[4]。为确保放射性物质的安全运输，保护环境、工作人员和公众，国际原子能组织（IAEA）特别制定了相关法规，明确了放射性材料运输时的防护等事项。IAEA的各成员国基本上遵照IAEA的《放射性物质安全运输条例》（SSR-6）[5]开展运输容器的设计和验证，如美国的《联邦法规》第10篇第71部分（10CFR PART 71）[6]、俄罗斯的《放射性物质安全运输规程》（H∏-053-04）[7]和我国的GB 11806—2019《放射性物品安全运输规程》[8]对货包的规定。

本文设计一种用于运输工业辐照用特殊形式放射源的运输容器，承担将新放射源从生产储存库运输到全球各地辐照站和从全球各地辐照站将旧放射源运输到储存库，以及各辐照站之间和从辐照站到废物库的运输任务，单个货包中最多可装载18万Ci，适用于道路、铁路和水路运输，货包设计使用寿命20年。根据GB 11806—2019和IAEA SSR-6的相关规定，需要验证运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的安全性能。

1 容器结构设计

放射源运输容器采用多层结构，主要由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成。货包总质量约5 100 kg，最大装源量为6.66×1015Bq（180 000 Ci），根据《放射性物品分类和名录》[9]和GB 11806—2019规定，货包属于B(U）型货包，Ⅲ级（黄）。运输容器整体结构如图1所示。

图1 运输容器示意图

1.1 内容物及设计要求

1.1.1 内容物

运输容器装运的60Co成品放射源为内含60Co的双层包壳密封放射源，外层包壳为不锈钢材料。60Co成品源满足GB 11806—2019《放射性物品安全运输规程》[5]中对特殊形式放射性物质的相关要求，同时也满足GB 4075—2009《密封放射源一般要求和分级》[10]中E66646（7）的要求。

1.1.2 设计要求

运输容器主要起包容放射源和屏蔽射线的作用，容器设计参考采用2004年版ASME BPVC-Ⅲ的第三册相关要求[11]，设计应满足WB-3100和WB-3200的要求，两者有矛盾时，以WB-3300的要求为准。同时，设计时应考虑正常和假想事故工况，包括运输和厂内装卸这样的正常工况以及GB 11806—2019对运输容器应经受的试验工况，运行及试验工况相关的应力限制参考WB-3220及WB-3230中规定。

对运输容器来说，其关键部分为容器的包容系统，运输容器的包容系统由内壳、铅塞内壳、气管、水管、堵头及屏蔽塞子螺栓组成。因此，如果在GB 11806—2019规定的运输正常条件和事故条件下，其包容和屏蔽性能都完好，则该运输容器能保证放射源在规范使用过程中处于安全状态。为达成此目标，包容系统设计准则参考2004年版ASME BPVC-Ⅲ的第三册WB-3200 应力限制相关要求[11]。需要说明的是，上述准则不适用于容器本体壳体上直接撞击附近的局部区域，即在冲击件1.5倍直径的较小范围内或者从冲击件端部所测量到的安全容器厚度2倍范围内。

非包容系统包括容器外壳、铅塞外壳，设计准则参考ASME锅炉及压力容器规范[12]相关要求，选取应变系数，按照塑性失稳限制进行评定，即不同工况下的应变系数分别为A级工况：1.67；B级工况：1.67；C级工况：1.40；D级工况：1.10。在运输正常情况下，按照A级使用限制工况确定其许用应力限值。在运输事故情况下，按照D级使用限制工况确定其许用应力限值。需要说明的是，上述准则不包括屏蔽材料铅，以及容器外的筋板和硅酸铝棉针刺毯、隔热筒、隔热盖、减震环、防护罩。对于这些部件和材料，不需要应力限制，因为在货包设计中已考虑允许这些材料变形。

1.1.3 设计流程

明确设计要求后，结合容器使用环境，如工作条件，运输条件、环境条件等，综合考虑安全性能，开展初步设计。对该运输容器，设计考虑为圆柱形，同时考虑运输、移动、吊装等需求，增设运输托架，结合实际需求，运输容器结构应包括用于完成屏蔽功能的组件、用于放射源吊装、转移功能的组件，用于冲击、振动防护功能的组件，以及用于运输容器、吊装、移动的组件组成。据此，完成运输容器的初步设计，初步设计完成后，需建立参数化几何模型，以便对容器进行进一步的修正和优化，同时应用有限元分析软件对容器开展仿真计算分析。根据仿真计算结果对容器包容系统及非包容系统进行评价，判断其是否满足设计准则要求，对不符合及存在问题的地方进行修改和优化，如此反复，最终完成容器的结构定型，并通过样机试验验证其安全性能。容器设计流程如图2所示。

图2 容器设计流程

1.2 容器设计

整体容器参数如表1所示。

1.2.1 屏蔽容器

容器的屏蔽功能主要依靠屏蔽容器来实现的。屏蔽容器主要由铅塞、容器主体构成。

铅塞由上部的圆形铅柱、下部的柱台状的钨合金盖以及包裹的不锈钢构成。铅塞顶部有1个固定吊耳，外部尺寸为146 mm×24 mm×80 mm，孔径为36 mm，该吊耳与主体焊接成整体，用于铅塞的装卸。铅塞的中部台面与容器主体接触部位配有不锈钢连接环；有一条螺旋状排气管，贯穿铅柱与钨合金盖。

容器主体呈圆柱形，上开口，为钢—钨—铅—钢结构，容器从内往外依次为不锈钢内壳、钨合金筒与钨合金底、钨合金护套、铅屏蔽层、不锈钢外壳。不锈钢内壳内腔尺寸为146 mm，壁厚为10 mm，内腔中装有吊篮；钨合金筒外部尺寸291 mm×614 mm，主体部位径向厚度为62 mm；钨合金底外部尺寸为291 mm×74 mm；钨合金护套厚度为5 mm，从外部包住钨合金筒与钨合金底；铅屏蔽层径向厚度为147.5 mm。屏蔽功能结构底部呈锥台状。容器主体底板为850 mm×28 mm的不锈钢，其与呈锥台状屏蔽功能结构底部之间设置隔热层，填充材料为硅酸铝棉针刺毯。容器主体底板有4组定位孔，通过螺栓与运输托架上底板4组定位部件紧固，使其固定在运输托架上。容器主体外部轴向焊接有吸收冲击能的筋板。共6种规格筋板共36块，材料为不锈钢。容器主体底部有一条螺旋状排水管，贯穿钨铅层。

1.2.2 防护罩

容器的防冲击和隔热性能主要依靠防护罩实现。防护罩分为内筒、隔热层、外筒以及隔热盖，内筒和外筒为不锈钢圆筒，内筒外部尺寸为845 mm×880 mm、壁厚为6 mm；外筒外部尺寸为909 mm×880 mm、壁厚为6 mm；隔热层内填充硅酸铝棉毯，厚度为26 mm。内筒壁上部固定支耳8个，用于隔热筒的固定。顶部有吊环螺钉共4个，用于隔热筒的吊装操作，其材质为不锈钢。隔热盖整体呈锥帽形，其最大外部尺寸为825 mm×192 mm。内部为26 mm厚的硅酸铝棉针刺毯隔热材料，外部为6 mm的不锈钢壁。底部有4个固定支耳，用于隔热盖的固定。顶部中央有一个可拆卸的吊环螺钉，用于隔热盖的吊装操作。

表1 容器主要结构参数

Tab.1 Main structure parameters of container

1.2.3 运输托架

运输托架为方形，外部尺寸为1 250 mm×1 250 mm× 230 mm，包括定位固定件4个、定位槽钢2个、锁销2个、下底板、上底板及其之间的8根槽钢构成。如图3所示，运输托架上底板4个定位固定件，通过与运输容器主体底部螺栓连接，将运输容器主体固定于其上。上底板通过四周的20个螺栓与2个锁销，将防护罩固定于其上。上下底板尺寸为 1 238 mm×1 238 mm× 10 mm，通过运输托架可以方便的进行起吊、拴系等操作。

图3 运输托架

1.2.4 吊篮

吊篮由1个提手、1个上板、4根连接杆、3个中板与1个底板构成，其材质均为不锈钢，最大外形尺寸为140 mm×478 mm，如图4所示。

图4 吊篮

1.2.5 其他

在铅塞上方与隔热盖间有减震环，外形尺寸为388 mm×49 mm，材质为不锈钢。

2 试验验证

2.1 试验要求

依据GB 11806—2019，该容器应进行跌落测试，验证其安全性能。主要包括：根据GB 11806—2019第C4.4.2节，自由下落试验试样应自由下落在靶上，以使试验部件的安全特性受到最严重的损坏，从试样的最低点至靶的上表面所测的下落高度不得小于1.2 m；根据GB11806第C4.6.1节，自由下落试验Ⅰ，试样应自由下落在靶上，以使试验部件的安全特性受到最严重的损坏，而从试样的最低点至靶的上表面高度应是9.0 m；根据GB 11806—2019第C4.6.1节，自由下落试验Ⅱ，试样应自由下落到牢固地直立在靶上的一根棒上，以使试样受到最严重的损坏，从试样的预计冲击点至棒的端面高度应是1 m[5]。

容器设计完成后，加工了1套试样，利用这1套试样进行了正常运输工况和运输事故工况下的3次跌落试验。试验时，在容器上布置了加速度传感器和应变传感器，用于检测试验时的加速度和应变。应变测量位置位于容器表面上，在每一测量点布置三向90°应变花应变传感器，分别测量该位置的应变。加速度测量位置分别位于容器表面上，在每一测量点布置三向90°加速度传感器，分别测量该位置的加速度。应变及加速度测点布置见图5。

图5 测量点布置

2.2 试验结果

试验在中国辐射防护研究院放射性物质包装容器安全试验中心进行，该中心具备140吨级放射性物品运输容器试验能力，满足SSR-6和GB 11806—2019的相关技术要求[13-15]。根据仿真计算结果[16]，选择了最严重的损坏工况，分别为自由下落试验姿态选择底面下落姿态；自由下落试验I姿态为顶角下落，容器轴线与靶面的夹角为57.5°；自由下落试验Ⅱ姿态选择顶面下落，顶面冲击点为中心区域。跌落试验姿态如图6所示。

试验后，对容器进行检查，自由下落试验后，运输托架底盘中间2条竖向板部分扭曲，长约500 mm，扭曲高度小于10 mm，其他部位没有明显变形，运输托架底盘变形情况见图7。各测量点的测量值均小于材料的使用应力值，其中，最大主应力出现在6#，最大值约为111.1 MPa，最大加速值位于1#径向90°～270°方向，最大值约为209.3。

图6 跌落试验姿态

图7 自由下落试验后

自由下落试验I后，隔热盖冲击部位成一个约45°斜面，紧贴压盖，冲击部位约30 cm范围焊缝开裂，缝隙宽度小于1 mm，防护罩筒体冲击位置出现开裂，内壁开裂约41 cm，外壁开裂约41 cm，其中7.5 cm长为完全开裂，其他为裂纹，断裂位置位于焊口；180°方向处隔热筒与吊耳安装处开裂约3 cm；隔热筒上冲击点处吊环从底座处断裂；2个吊耳间上沿10 cm范围发生弯曲，其中小于4 cm范围向内侧弯曲约2 cm，[4, 90) cm范围向外鼓起约1 cm。隔热材料未漏出，防火功能完好，自由下落试验I试验后冲击端侧面变形情况见图8。同时，各测量点的测量值均小于材料在事故情况下的设计限值。其中，最大主应力出现在1#处，最大值约为303.7 MPa，最大加速值位于2#径向方向，最大值约为1 430.6。

图8 自由下落试验I后变形情况

自由下落试验Ⅱ后，隔热盖上冲击端面有2次冲击痕迹，第1次为靶边缘半圆形切入痕迹，第2次为靶平面冲击痕迹。第1次冲击形成的半圆形剪切宽为2～3 mm，深为1 mm，未穿透。第2次冲击形成外径约20 cm的圆形凹陷，裂缝长约16 cm，位于外圆边界。隔热盖吊环断裂，并嵌入靶上表面，但隔热盖保持原位置，防火功能保持，压盖上端面不平整，冲击位置处下凹1 cm，沿周向约10 cm的范围；压盖与冲击点方向垂直的方向上约5 cm范围的压盖鼓起。冲击点处周向小于20 cm范围内法兰口向下弯曲约1 cm，见图9。同时，各测量点除去正对冲击靶的1#位置外，容器外壁各测量点的测量值都非常小，低于材料的许用应力。最大主应力出现在铅塞外壁上1#位置，最大值约为532.2 MPa，小于材料在事故情况下的设计限值。最大加速度位于1#轴向方向，最大值约为161.4。

图9 自由下落试验Ⅱ后变形情况

跌落测试分析结果表明，在各种跌落工况下，容器外防护罩和保温层造成了部分损坏，但防火层完整，不影响容器的热学性能。同时，屏蔽容器几乎无变形，防护罩吸收绝大多数冲击，其产生的变形不影响包装的密封和屏蔽功能。因此，在正常情况下和事故条件下进行测试后，包装的屏蔽和密封仍然有效，即试验结果符合设计和标准要求，随后的耐热试验及屏蔽试验也证明了这一点，该运输容器已取得国家核安全局的设计批准[17-18]。

3 结语

放射源运输容器遵从GB 11806—2019的相关要求完成了设计，并制造了试验样机完成了容器安全性能试验。试验结果表明，容器的结构设计满足GB 11806—2019规定的正常运输工况和运输事故工况下的跌落试验要求。该运输容器能保证放射源在规范使用过程中处于安全状态。该放射源运输容器可为类似运输容器的力学设计提供参考和依据。

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Mechanical Design and Experimental Validation of Radioactive Sources Transport Containers

CHEN Lei, ZHUANG Dajie, MENG Dongyuan, JIAO Limin, SUN Qian, WANG Changwu, LI Guoqiang*

(China Institute for Radiation Protection, Taiyuan 030006, China)

The work aims to design a transport containerfor transporting special forms of radioactive sources for industrial irradiation and verify the security of the transport container through experiments. According to the provisions of the B(U) cargo package in the "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials" and the "Regulations on the Safe Transport of Radioactive Materials", a transport container for transporting special forms of radioactive sources for industrial irradiation was designed, mainly including shielding container, hanging basket, protective cover and transport carrier. The transport container was subject to three drop tests under normal transportation conditions and transport accident conditions. The test caused partial damage to the outer protective cover and insulation layer of the container, but the fire barrier was intact and it did not affect the sealing and shielding functions of the package. The results showed that the transport container met the requirements of the standard. After the drop test of the transport container under normal transport conditions and transport accident conditions, the shielding and sealing functions of the package are still valid. It means that transport containers ensure the safety of the transport of radioactive sources under the specified normal transport conditions and transport accident conditions.

radioactive sources; transport containers; mechanical design; experimental validation

TB485.3

A

1001-3563(2024)07-0260-07

10.19554/j.cnki.1001-3563.2024.07.032

2023-11-16

中国辐射研究院创新团队基金（YC22000503）

通信作者