某核電廠輻照監督管運輸容器的研制

周寅鵬，汪 軍，張 強，衣大勇，張金山，范月容，姚成志，石辰蕾，郭志家，彭朝暉

(中國原子能科學研究院，北京 102413)

為了保證壓水堆核電廠反應堆壓力容器的安全可靠，有必要對其輻照損傷進行評價和運行監督，為此，通常在堆內熱屏與壓力容器之間設置輻照監督管[1]。某核電廠反應堆壓力容器輻照監督管包括與壓力容器完全相同的材料及參考材料試樣、中子探測裝置以及溫度監測裝置等。通過定期提取輻照監督管并進行試驗，以監測反應堆壓力容器材料因輻照而引起的機械性能變化。其試驗結果可用于評估反應堆壓力容器快速脆斷的風險、驗證預測的RTNDT曲線以及確定一回路水壓試驗溫度，為電廠壽命管理提供基礎數據。

為將某核電廠機組運行期間從堆內取出的壓力容器輻照監督管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輻照監督管運輸容器。該運輸容器的研制采用設計與試驗驗證相結合的方法[2]。

(1)根據輻照監督管的源項計算確定運輸容器的類型及屏蔽層的厚度，考慮輻照監督管結構尺寸與取放輻照監督管的可實現性，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[3，4]；

(3)按照設計圖紙及文件制造運輸容器模擬件，對該模擬件進行安全驗證試驗，包括自由下落試驗和貫穿試驗[5]；

(4)在安全驗證試驗前后分別進行屏蔽試驗，以驗證容器的屏蔽性能；

(5)根據安全驗證試驗及屏蔽試驗的結果對設計進行優化，最終制造出輻照監督管運輸容器。

1 運輸容器屏蔽計算

通過origen2程序，按照輻照監督管材料成分、所處位置的中子通量及輻照歷史，可計算得到運輸容器的放射源強，如表1所示。

表1 輻照監督管光子源強

其中對容器外劑量率貢獻較大的核素主要為54Mn、58Co、60Co。

取容器的屏蔽厚度為160 mm(鉛當量厚度)，利用MCNP程序的計算建模對實際結構進行保守簡化，模型如圖1所示。

圖1 MCNP程序建模示意圖Fig.1 Molding of program MCNP

主要的簡化假設為：忽略監督管本身的自屏效應，增加了光子源向外的泄漏量，達到保守的目的；對結構較為復雜的容器底部區域采取屏蔽等效原則進行簡化；對可能存在泄漏的部位進行精細幾何描述。

由于運輸容器為軸對稱結構，因此采用環探測器進行結果統計，探測器位置選取容器側表面及距離表面1 m、2 m處。屏蔽計算結果考慮2倍的安全系數，計算得到容器表面及周圍最大劑量率，具體結果如表2所示。

表2 屏蔽計算結果

由表2的計算結果可知，容器表面的劑量當量率為0.012 mSv/h，遠低于法規要求的限值[5]，因此該屏蔽厚度的選取是可行的；距離容器表面1 m處的劑量率為6.28×10-4mSv/h，因此其運輸指數為0.1，根據貨包分級標準[5]，該貨包設計為Ⅱ級(黃)。

2 運輸容器結構設計

2.1 結構概述

某核電站輻照監督管輸容器主要由容器本體、減震器及緊固件等組成，減震器在連接法蘭處通過螺栓與容器本體相連接。容器結構如圖2所示。

圖2 運輸容器示意圖Fig.2 Scheme of transport vessel

其中，容器本體主體材料均為60Cr19Ni10，主要由內殼、外殼、上下封頭、上下端塞、上下連接法蘭、密封圈、吊桶、旋轉閥門組件、鋼絲繩及其引管、加強圈、緊固件及鉛屏蔽等組成。內、外殼與上封頭分別采用焊接連接；上、下端塞與上、下封頭分別采用螺栓連接，并采用密封圈進行密封；吊桶為圓筒形結構，材質為鋁，輻照監督管裝載于吊桶內，吊桶內設有橡膠防震套；鋼絲繩引管兩端分別與內殼及上封頭焊接；鋼絲繩密封塞在上封頭通過螺紋擰緊密封；下封頭處設有兩個排水孔，排水孔用螺釘密封；旋轉閥門內部澆鑄鉛，以保證容器軸向屏蔽，其手柄可隨時進行拆裝，運輸時為拆卸狀態。容器本體結構如圖3所示。

圖3 容器本體示意圖Fig.3 Scheme of main body of vessel

2.2 結構分析

(1)滿足核電廠現場及檢驗熱室現場的操作要求

某核電站輻照監督管切割提取設備要求其向運輸容器內的裝載操作為豎直方向，且滿足提取設備最大外形尺寸要求。為便于容器的豎直吊運并防止容器發生傾倒，本運輸容器配有專用吊具及防倒支架，其結構如圖4所示。容器上部開孔尺寸大于提取設備最大外形尺寸，且設有錐形段結構，利于輻照監督管的豎直裝載操作。

圖4 吊具及防倒支架結構示意圖Fig.4 Spreader and anti-inversion bracket

另外，本運輸容器充分滿足檢驗熱室現場的操作要求，操作流程如下：首先拆除減震器，并將其豎直吊入熱室頂部房間；打開熱室頂部的旋轉門并拆下容器下端塞，隨后轉動容器旋轉閥門組件，將輻照監督管與吊桶一起通過容器旋轉閥門及熱室頂部旋轉門，由鋼絲繩緩緩吊入熱室內；在熱室內再將輻照監督管從吊桶中取出進行試驗。操作流程如圖5所示。該操作流程滿足檢驗熱室現場的操作要求，且旋轉閥門的設計最大程度降低了輻照監督管對周圍操作人員的放射性危害。

(2)滿足強度及屏蔽性能要求

如圖6所示，容器設有內、外加強圈結構。其中，內加強圈能夠充分提高容器整體強度，并對內部鉛屏蔽層起固定作用。由于不銹鋼的屏蔽性能低于鉛，內加強圈設計為多孔的孔板結構，以避免大幅度降低該位置的屏蔽性能。外加強圈為厚壁不銹鋼板，可以進一步彌補加強圈處屏蔽性能的喪失，同時在容器的水平運輸過程中，外加強圈對容器外壁起到很好的加強作用。

另外，如圖2所示，在運輸過程中，容器兩端裝有減震器，減震器的翅片結構能夠對容器跌落時進行緩沖，充分避免包容邊界發生破壞。跌落工況下的力學分析將在下文中得到闡述。

圖5 輻照監督管取出流程示意圖Fig.5 Taking-out process ofirradiation monitoring pipe

圖6 內、外加強圈示意圖Fig.6 Internal and external reinforcing rings

(3)滿足輻照監督管的可靠固定要求

輻照監督管被裝載于運輸容器吊桶內部，吊桶為圓筒形結構，材質為鋁。為保證運輸中監督管不致損壞，吊桶內設置橡膠防震套，其結構尺寸與輻照監督管配合(間隙約為1 mm)，以保證監督管在運輸過程中不會有大的震動和撞擊，容器上端塞下部設有橡膠墊，輻照監督管通過該橡膠墊被壓緊于吊桶內。

3 運輸容器力學分析

根據規范要求[5]，本運輸容器在研制過程中進行了1.2 m自由下落試驗的有限元分析，并進行了詳細的力學評價，鑒于容器主體材料均為金屬材料，故采用彈塑性模型[6]。為確定容器的跌落姿態，分別對容器的豎直跌落姿態、水平跌落姿態、15°跌落姿態及角跌落姿態進行了有限元分析，各姿態跌落后的變形狀態如圖7所示。

分析結果顯示，各跌落姿態下容器本體均未發生明顯變形，而減震器均發生不同程度的變形，其中水平跌落姿態為容器包容邊界變形最大且受力最大的跌落姿態，且其評定結果能夠滿足規范要求[7]。具體計算值和評定限值如表3所示。

圖7 跌落后的變形狀態Fig.7 Deformation state after falling

表3 計算值及評定限值

4 安全驗證試驗

源項及屏蔽計算結果顯示，本運輸容器的貨包類型為A型Ⅱ級(黃)，根據規范規定及使用要求，需對容器進行貫穿試驗和自由下落試驗。

貫穿試驗采用一根直徑為3.2 cm、一端呈半球形、質量為6 kg的棒自由下落至容器表面最薄弱部分的中心部位，下落高度為1 m。試驗結果顯示，貫穿棒在容器本體外殼表面造成直徑9 mm的淺撞擊痕跡，對運輸容器的正常使用無影響。

自由下落試驗要求容器在1.2 m高度水平自由下落至試驗用水平面靶。試驗結果顯示，容器兩端減震器發生小幅度彎曲變形，容器本體未發現變形和損傷，內部輻照監督管可正常取出。

安全驗證試驗前后分別將放射源均勻布置在容器內腔，檢測運輸容器各方向表面輻射水平及距離容器表面1 m處的輻射水平。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%，符合規范要求[5]。

以上試驗結果表明，運輸容器的貫穿試驗及1.2 m自由下落試驗未破壞運輸容器的屏蔽性能，達到了設計要求。

5 結論

本文根據某核電廠提供的輻照監督管運輸容器的設計參數，結合源項屏蔽計算及力學分析評定結果，同時考慮容器在某核電廠現場和檢驗熱室現場的使用要求，研制了既能保證運輸安全又能滿足操作要求的輻照監督管運輸容器。

相關結構分析及安全驗證試驗的結果表明，該運輸容器能夠滿足運輸安全要求并能可靠實現操作使用功能。

與其他結構形式的運輸容器相比，該運輸容器可在熱室頂部直接將輻照監督管卸至熱室內進行切割檢驗，從而有效降低了對操作人員產生的放射性危害。

目前，該運輸容器已完成某核電廠首根壓力容器輻照監督管的裝載及安全運輸，并已抵達檢驗熱室完成了相關檢驗工作。