田灣核電站監督試樣運輸容器組件研制

馮嘉敏，衣大勇，徐治龍，韓 治，姚成志，范月容，孫曉雨

(中國原子能科學研究院 反應堆工程研究設計所，北京 102413)

田灣核電站反應堆壓力容器隨堆監督試樣組件包括6組輻照監督試樣和6組溫度監督試樣，分別用于監測壓力容器材料的輻照脆化狀況和熱時效狀況。根據監督大綱的要求，第1組溫度監督試樣將于反應堆開始運行3 a后(即2010年)從堆內取出，第1～3組輻照監督試樣將分別于反應堆開始運行5、9、17 a后從堆內取出，其余監督試樣則根據第1組輻照監督試樣的試驗結果來確定抽取計劃。

為將田灣核電站機組60 a運行期間從堆內取出的溫度監督試樣和輻照監督試樣通過公路可靠地運輸到分析檢驗單位，中國原子能科學研究院研制了監督試樣運輸容器組件。該組件的研制采用設計與驗證試驗相結合的方法：1) 根據監督試樣的源項計算確定運輸容器的類型與屏蔽厚度，考慮監督試樣結構尺寸與取放監督試樣的便捷性，完成運輸容器的結構方案設計；2) 對運輸容器開展屏蔽性能校驗和正常運輸條件下的力學評定，進行設計優化，完成運輸容器設計；3) 按照設計圖紙文件制造一運輸容器，對該容器進行噴水試驗、自由下落試驗和貫穿試驗[1]；4) 該運輸容器在反應堆模擬體上進行使用功能試驗，驗證其現場操作使用的便捷性，根據試驗結果對設計進行優化，最終制造出監督試樣運輸容器組件。

本工作對監督試樣運輸容器組件的屏蔽設計、結構設計進行研究，并進行驗證試驗。

1 監督試樣源項與運輸容器屏蔽計算

1.1 監督試樣源項計算

圖1 輻照監督試樣活度隨輻照時間的變化

根據田灣核電站提供的《Reference specimens operation manual 1203.75.00.000РЗ》文件中的監督試樣參數，采用ORIGEN2程序進行監督試樣源項計算。

田灣核電站設計壽命40 a，考慮到延壽，最終壽命可能達到60 a。60 a內輻照監督試樣活化后的放射性核素活度變化趨勢示于圖1。由圖1可看出，在反應堆運行20 a左右時，其活度達到平衡，其后基本不再隨時間變化。監督試樣源項按壽期60 a計算，其中54 a為滿功率運行時間，其余6 a為停堆換料檢修時間。

輻照監督試樣經反應堆連續滿功率輻照54 a后停堆，在停堆后15 d取出，計算得到輻照監督試樣的總活度為1.08 TBq，小于根據GB 11806—2004[1]計算出的放射性核素活度導出限值Xm，因此確定運輸輻照監督試樣的貨包為A型貨包。輻照監督試樣的光子總源強為1.14×1011s-1，釋熱率為0.02 W。該源項計算結果偏保守。

1.2 運輸容器屏蔽計算

采用MCNP程序對運輸容器屏蔽進行計算。運輸容器采用立式圓桶狀模型，如圖2所示，屏蔽材料為鉛，其余結構材料為0Cr18Ni10Ti不銹鋼。計算中忽略減震結構的屏蔽作用，考慮上、下端蓋的縫隙。因運輸容器內容物本身也是光子吸收材料，計算中忽略內容物結構。計算得到用容器運輸2組輻照監督組件和1組溫度監督組件時，運輸容器所需鉛屏蔽層的厚度為15 cm。運輸容器表面的最大劑量率為0.01 mSv/h，小于文獻[1]中的規定值0.5 mSv/h。距運輸容器表面1 m處最大劑量率為0.000 2 mSv/h，小于文獻[1]中的規定值0.01 mSv/h。

圖2 屏蔽計算模型

計算結果表明，所設計的運輸容器可滿足GB 11806—2004對放射性物質運輸的屏蔽的要求，運輸指數為0.02，貨包為A型Ⅱ級(黃)貨包。

2 運輸容器組件結構設計

2.1 結構概述

為實現既能與田灣核電站現場切割取出設備配套使用，又能方便進入監督試樣分析熱室，設計一吊籃，作為運輸容器與田灣核電站現場切割取出設備之間的過渡配合件。運輸容器和吊籃等構成運輸容器組件。

運輸容器示意圖示于圖3。運輸容器由減震器、容器本體等組成。減震器采用碳鋼材料，翅片型式，由減震器底座和減震器上蓋兩部分組成。減震器底座和減震器上蓋之間用32個M20螺栓連接。

圖3 運輸容器示意圖

容器本體和吊桶的示意圖示于圖4。容器本體采用不銹鋼包殼灌鉛結構，由吊桶、防護容器、上端塞、下端塞和上法蘭組成。防護容器與上法蘭、下端塞之間采用螺栓連接，防護容器與上端塞之間用密封圈進行密封，容器本體的下端設有1根排水管，排水管用螺栓塞密封。1組溫度監督試樣放置于焊接在下端塞上的支架管內，吊桶套在支架管上。兩組輻照監督試樣放置在吊桶內，吊桶為兩組輻照監督試樣在運輸容器內提供支承和定位。吊桶采用奧氏體不銹鋼材料。容器上端塞和吊桶的上部接頭結構可實現與田灣核電站的專用工具之間的配合，完成在堆水池中輻照監督試樣的裝載。

圖4 容器本體(a)和吊桶(b)示意圖

使用運輸容器裝載輻照監督試樣時，將運輸容器放入吊籃(圖5)中配合田灣核電站現有輻照試樣盒切割取出設備使用。吊籃采用不銹鋼材料，底板由鋼板包矩形空心鋼骨架構成，底板和兩端提梁形成剛性支撐結構。

圖5 吊籃示意圖

2.2 技術分析

1) 與核電站現場設備、檢驗熱室設備可靠配合

由于田灣核電站現有的輻照試樣盒切割取出設備(大抓具)要求運輸容器的配合外徑尺寸大，若按此配合外徑設計運輸容器，運輸容器質量將超過5 t，而監督試樣分析熱室現場只有小于5 t的吊裝設備。為滿足兩邊現場的使用要求，設計吊籃作為運輸容器和田灣核電站現有輻照試樣盒切割取出設備之間的過渡配合件在田灣核電站現場使用。運輸容器組件與田灣核電站現場大抓具配合示意圖示于6。通過第1次監督試樣切割運輸，證明此種吊籃配合容器的組合方式，能保證運輸容器與切割取出設備能可靠地配套使用，滿足結構緊湊、操作便捷的要求。

圖6 運輸容器組件與大抓具配合使用示意圖

監督試樣運輸容器運達分析現場后，先將容器本體從減震器中取出并將其吊入熱室。在熱室內建立裝卸螺栓臺架，將運輸容器吊放到裝卸螺栓臺架上，在臺架上卸下端塞與防護容器之間的連接螺栓，在保證操作人員輻射防護的條件下分解和組裝容器。運輸容器在熱室卸物的示意圖示于圖7。

圖7 運輸容器在熱室卸物示意圖

2) 監督試樣在運輸容器內的可靠固定與裝載

吊桶可保證監督試樣遠距離的裝載定位、入堆吊運以及與容器本體的導向定位。吊桶套在容器下端塞支架管上，在支架管壁上開人字槽，在吊桶套孔壁上焊接兩個銷柱，將吊桶放入容器時吊桶套孔壁上銷柱沿容器中心支架管壁上的人字槽滑動，到達人字槽底時吊桶即在容器中準確定位。吊桶兩側設有卡槽，卡槽兩側有滑道保證輻照監督試樣準確定位于卡槽內。此種結構不僅能保證在遠距離操作時輻照監督試樣可靠進入吊桶，還能保證吊桶可靠進入運輸容器。

3) 運輸容器結構強度

采用灌鉛內腔特殊的補強結構(圖8)，結合運輸容器內部結構設計，在保證屏蔽性能的前提下，提高了運輸容器的整體強度。內腔補強結構的加強板采用碳鋼材料，屏蔽性能比鉛要差，為不降低輻射屏蔽的效果，防護容器灌鉛內腔的加強筋設計為孔板結構。下端塞底面邊緣開缺口，與防護容器下端定位塊配合，實現下端塞與防護容器之間的定位，同時吊桶固定在下端塞的支架上，保證輻照監督樣件在運輸容器中的位置固定，從而保證放置輻照監督試樣位置與布置加強筋的位置錯開。輻照監督試樣的這種定位方式直觀、可靠。

a——孔板結構加強筋和吊桶固定在下端塞支架上；b——下端塞底面邊緣開缺口；c——防護容器下端定位塊

4) 正常運輸條件下容器的完好性

設計結構緊湊的翅片型式的減震器(圖9)，實現運輸過程中對容器的減震保護作用。采用大型通用有限元軟件ANSYS進行力學分析，優化翅片的數量、厚度和尺寸，并對最終設計的運輸容器進行了1.2 m自由跌落情況下的力學分析，得到運輸容器總體一次薄膜應力最大為67 MPa，局部一次薄膜應力與彎曲應力的和最大為87 MPa。對于正常運輸工況下，運輸容器的薄膜應力不超過所采用的不銹鋼材料(0Cr18Ni9)的設計應力強度Sm(138 MPa)，薄膜應力與彎曲應力的和不超過1.5Sm(207 MPa)即為合格[2]。因此，運輸容器裝在翅片型式的減震器內，在正常運輸條件下可滿足安全要求。

圖9 減震器示意圖

通過運輸容器的安全驗證試驗，也證明在正常運輸條件下翅片型式減震器能可靠地實現減震功能，保證運輸容器的安全。

3 驗證試驗

3.1 安全驗證試驗

根據田灣核電站輻照監督試樣源項和屏蔽計算，監督試樣運輸容器為A型Ⅱ級(黃)貨包，按照GB 11806—2004的規定，應完成驗證經受運輸正常條件能力的試驗，包括噴水試驗、自由下落試驗、堆積試驗和貫穿試驗。因為運輸過程為單件運輸，不存在疊放，因此針對監督試樣運輸容器不做堆積試驗，只做噴水試驗、自由下落試驗和貫穿試驗。

噴水試驗后運輸容器所有部位無積水，噴水造成的結果不影響運輸容器的正常使用。1.2 m自由下落試驗后，減震器底部減震翅片全部均勻小幅度彎曲，運輸容器未發現變形和損傷，可正常使用。貫穿試驗在運輸容器本體外殼表面造成一直徑9 mm的淺撞擊痕跡，運輸容器可正常使用。安全驗證試驗前后分別將放射源放置在容器底部和容器中部，檢測運輸容器各方向表面輻射水平。測量結果表明，試驗前后輻射水平未有顯著差異，劑量率變化未超過20%，符合GB 11806—2004的要求。以上試驗結果表明，運輸容器的噴水試驗、1.2 m自由下落試驗、貫穿試驗未破壞運輸容器的屏蔽性能，達到了設計要求。

3.2 功能驗證試驗

運輸容器在反應堆模擬體上進行使用功能試驗，驗證其與現場操作工具配合使用的可靠性與便捷性。試驗過程中，吊籃可與現場抓具配合使用，運輸容器自身裝卸順暢，容器上端塞與現場抓具配合可靠，但也發現監督試樣裝入吊桶、吊桶裝入容器不夠順暢，容器排水管缺少封堵塞子的問題。通過加大吊桶外廓倒角，優化固定監督試樣的卡槽底部，增加排水孔封堵塞子等優化措施，解決了功能試驗中出現的問題。

4 結論

根據田灣核電站提供的監督試樣參數，進行源項計算確定輻照監督組件取出堆芯時的活度，依據GB 11806—2004確定運輸容器為A型貨包。根據A型貨包的要求，同時考慮容器在田灣核電站現場和監督試樣分析現場的使用要求，研制既能保證運輸安全又能可靠實現與田灣核電站現場切割取出設備、監督試樣分析熱室配合使用的運輸容器組件。

安全驗證試驗和功能驗證試驗的結果表明，運輸容器組件能夠滿足運輸安全要求并能可靠實現操作使用功能。田灣核電站第1批監督試樣已安全運輸至分析熱室，表明研制的運輸容器組件完全達到預期的設計目標。

參考文獻：

[1] 孫喜云，許明霞，王維善，等. GB 11806—2004 放射性物質安全運輸規程[S]. 北京：中國標準出版社，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.