核燃料組件運輸容器應用現狀概述

孫謙，莊大杰，孫洪超，張煜航，王學新，徐瀟瀟，李國強

核燃料組件運輸容器應用現狀概述

孫謙，莊大杰，孫洪超，張煜航，王學新，徐瀟瀟，李國強

（中國輻射防護研究院，太原 030006）

充分了解國內外核燃料組件運輸容器的主要應用現狀，通過對照國外發展經驗，為更好地實現國內運輸容器自主化發展提出意見建議。調研和分析國際上主要核大國代表性核燃料組件運輸容器的技術現狀，以及國內容器的研發、應用狀況，梳理了自主化發展中仍需改進的方向。國際上主要核大國利用核能技術較早，均已針對本國的反應堆技術開發了成熟的運輸容器產品，相比之下，目前國內在引進和吸收國外先進技術的基礎上，也已逐漸實現了部分核燃料組件運輸容器的國產化，并針對高溫氣冷堆開發了新型運輸容器。建議注重核燃料組件運輸容器的系列化發展，增加攻克關鍵技術的投入，繼續推進容器設計評價軟件開發與試驗驗證平臺的建設。

核燃料組件；運輸容器；容器設計；自主化發展

核燃料組件作為核反應堆中提供能量的部件，主要包括2種：將天然六氟化鈾進行富集，或直接加工成為核燃料組件；通過后處理流程，將乏燃料加工成為MOX新燃料。核燃料組件運輸容器是實現核燃料組件從元件制造廠到反應堆安全轉移，保障運輸過程中內容物結構完整、臨界安全和貨包屏蔽性能滿足標準要求的關鍵設備。我國商用核電站分布于沿海地區，元件制造廠地處內陸，核燃料組件運輸路程較長、路況復雜，因此高質量的核燃料組件運輸容器極為重要。

隨著我國核能產業的快速發展，核電裝機總量不斷增加，新燃料運輸需求增加，同時也對核燃料組件運輸容器性能提出了更高要求。截至2020年底，我國大陸運行的核電機組共有49臺，額定裝機容量為5 102.716萬kW，在建機組16臺。《中華人民共和國國民經濟和社會發展第十四個五年規劃和2035年遠景目標綱要》[1]指出，到2025年我國核電運行裝機容量達到7 000萬kW。

1 核燃料組件運輸容器簡介

核燃料組件運輸容器用于裝載未經輻照、未發生核鏈式反應的燃料組件，能夠滿足放射性危險貨物安全運輸的要求[2]。運輸容器應確保具有足夠的剛度，主要由外部支撐部件和包容結構、減震器、托架、吊耳等部件構成。其中，減震器用于減緩核燃料組件在運輸過程中受到的振動、沖擊等，材質通常為橡膠、木材等。考慮到新燃料組件輻射水平通常較低，因此運輸容器一般不需要設置專門的γ射線屏蔽層。為滿足在運輸過程中對核燃料組件加速度監測的需求，運輸容器內部還可安裝加速度計。

根據我國《放射性物品分類和名錄》（修訂征求意見稿）[3]的規定，反應堆新燃料屬于一類放射性物品，裝載該內容物的運輸容器多屬于AF型貨包。國際原子能機構（IAEA）發布的《放射性物質安全運輸條理》（SSR–6）對運輸容器的設計作出了推薦規定，我國也基于此制定了《放射性物品安全運輸規程》（GB 11806—2019）[4]。除此之外，我國《壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器通用技術條件》（NB/T 20184—2012）[2]從行業標準的角度對壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器的設計、制造、試驗和運輸提出技術要求。在我國，新設計的核燃料組件運輸容器須滿足GB 11806的要求，經受正常運輸條件和運輸事故條件下的安全驗證試驗，包括自由下落試驗、耐熱試驗、水泄漏試驗等，最終獲得我國核安全監管部門的設計與制造許可后，方可申請運輸。

2 國外技術現狀

相較于國內，國際上主要核大國核能產業發展較早，在新燃料運輸方面經驗豐富，且部分容器在國際上應用廣泛。當前，我國也引進了一部分國外進口運輸容器用于核燃料組件運輸，主要來自法國、美國、俄羅斯等國家。進口容器均適配于國外引進的反應堆燃料組件，例如VVER–1000堆燃料組件運輸容器由俄羅斯設計，M310堆燃料組件運輸容器由法國設計等[5]。

2.1 主要核大國的代表性運輸容器

2.1.1 法國

法國是國際上核電大國，全國約70%的電力來自核能發電，核電裝機容量達61 370 MW。在法國國內，每年大約有100～120次以公路方式運輸新燃料組件以及20～30次以鐵路方式運輸新燃料組件[6]。為滿足新燃料組件安全運輸的要求，法國主管部門批準了FCC3型和FCC4型運輸容器，屬于IP2型貨包，容器見圖1[8]。國內臺山核電站引進法國第3代核電EPR技術，同時引進了法國TN International公司設計、生產的FCC4–V1型運輸容器用于新燃料運輸[7]，該容器運輸指數為0.6。

圖1 FCC3型和FCC4型運輸容器

在MOX新燃料組件運輸方面，早期法國采用FS65、FS69型運輸容器裝運，其中FS65僅能裝載1組PWR燃料組件或2組BWR燃料組件，FS69僅能裝載2組燃料組件。考慮到容器容量較小，運輸經濟性差，TN international公司設計研發了MX6、MX8 2種新型MOX燃料組件運輸容器[9]，容器結構見圖2。MX6和MX8型運輸容器屬于B(U)F型貨包，主要由內部燃料籃和外部容器體組成。外部容器體為雙層鋼結構，外層能夠提供足夠的機械強度，內層作為安全殼，內外層之間填充有中子屏蔽樹脂和散熱銅片。容器兩端固定有直徑較大的木材減震器，保護容器在沖擊事故條件下的完整性。為降低容器裝卸過程中對人員的輻射影響，設計和開發了屏蔽板。MX6運輸容器能夠裝載6組PWR燃料組件或16組BWR燃料組件，MX8運輸容器能夠裝載8組燃料組件，大大提高了內容物裝載量，目前在法國、德國、瑞士等國家使用。

圖2 MX6型和MX8型運輸容器

2.1.2 美國

美國作為世界上最大核能發電國，核能發電量占全球核電的30%，裝機容量為95 523 MW[10]。在美國國內，用于裝運未經輻照的新燃料組件的運輸容器均依據10CFR第71部分，經美國NRC批準為A(F)或B(F)型貨包，且均采用卡車運輸的方式。美國境內裝運BWR新燃料組件采用TNB1型，SP1、2、3型運輸容器，裝運PWR新燃料組件采用MAP12/13型、Traveller運輸容器等[8]。

以TNB1型運輸容器[11]為例，該容器在美國被批準裝運2種BWR新燃料組件，且235U富集度不大于5%。該運輸容器外形為矩形，由內、外兩部分構成，內容器設置有隔熱板和泡沫聚乙烯緩沖板，外容器為一個覆蓋著鋼板的角框架，TNB1型運輸容器結構見圖3。

美國西屋公司設計了Traveller系列運輸容器裝運PWR燃料組件，該容器具有標準（STD）、XL和VVER 3個版本[11]，在美國境內其裝載富集度授權為235U的富集度≤5%，容器結構見圖4。該運輸容器為圓柱形外筒與矩形箱體內筒構成的管狀結構，并設置有聚氯乙烯慢化塊和中子吸收板用于控制臨界狀態。國內早期為滿足AP1000堆新燃料組件的運輸需求，三門核電引進了美國西屋公司設計、美國哥倫比亞高科技公司制造的Traveller XL型燃料組件運輸容器[12]。該運輸容器外筒與內筒間填充有硬質聚氨酯泡沫，構成“鋼—泡沫塑料—鋼”結構，運輸指數為0.2，臨界安全指數為0.7。XL版本運輸容器的內筒尺寸較長，能夠同時滿足裝載較長和橫截面較大核燃料組件的要求，可以通過添加鋁墊塊的方法來裝載長度較短的核燃料組件，裝載橫截面較小的核燃料組件時可以在V型定位板中添加組件墊圈。

圖3 TNB1型運輸容器示意圖

圖4 Traveller型標準版本容器

Fig.4 Schematic diagram of Traveller transport package (standard version)

2.1.3 俄羅斯

作為較早利用核能的國家，俄羅斯正在穩步推進核能技術的發展，包括開發新的反應堆技術[13]。在俄羅斯國內，早期采用TK–C5型運輸容器運輸VVER–1000型新燃料組件，并能夠用于航空運輸[14]，容器結構見圖5。該容器于1993年獲得俄方設計批準，按照IAEA–85 Regulations對B（F）型貨包的設計要求，完成了正常運輸條件（噴淋、1.2 m自由下落、堆積、落棒試驗）和運輸事故條件（9 m自由下落、貫穿、壓碎、火燒、水浸沒試驗）下的驗證試驗。在TK–C5型運輸容器的基礎上，俄羅斯做過多次設計升級。例如，為滿足IAEA對航空運輸貨包新的設計要求，2001年TK–C5型運輸容器設計更新為TK–C5–B型。更新后的運輸容器適用于所有運輸方式，能夠滿足速度為90 m/s的沖擊試驗和60 min火燒試驗（800 ℃以上）的要求。

圖5 TK–C5型運輸容器

在國內，田灣核電站先后引進了TK–C5型、TK–C5–M型核燃料組件運輸容器[15]，用于VVER–1000型反應堆TVS–2M燃料組件的運輸，均由俄羅斯新西伯利亞化學濃縮物廠設計和制造[16]。TK–C5–M型燃料組件運輸容器是TK–C5型運輸容器的改進版，運輸指數為0.3。該容器結構相對簡單，外殼為2個鋼管的焊接結構，頂部和底部設有支架和定位孔等，便于固定和堆碼，容器沒有設置中子屏蔽層，因此單個容器的臨界安全指數較高（CSI值為8.34）。由于容器沒有緩震結構，為了保證核燃料組件安全，容器須安裝在特制的緩震裝置上進行運輸。

除此之外，俄羅斯也開發了多種用于裝運研究堆新燃料組件的運輸容器。為運輸RA、RB試驗反應堆的TWR–S型燃料組件，俄羅斯設計開發了TK–S16型運輸容器[17-18]。該容器由雙層鋼制外殼和蓋子組成，能夠裝載235U富集度最高為80%的新燃料組件。國內引進了TK–C57型運輸容器開展實驗快堆新燃料的運輸，該容器由俄羅斯開放式股份公司機器制造廠設計和制造，裝載富集度不大于65%，運輸指數小于10，臨界安全指數為1[19-20]。

2.2 小結

1）美、法、俄等主要核電大國利用核能技術較早，已針對各自掌握的反應堆技術研制和形成了技術成熟的核燃料組件運輸容器產品。

2）美國按照A(F)或B(F)型貨包的要求進行核燃料組件運輸容器設計，在力學、臨界安全等方面的考慮更充分，而俄羅斯TK–C5型、TK–C5–M型等運輸容器結構相對簡單，沒有進行臨界安全、減震等方面的設計。

3）國外核燃料組件運輸容器裝載兼容性和系列化程度較高。

3 國內技術現狀

近些年，為滿足我國新燃料組件運量增加的需求，國內自主設計了多款新燃料組件運輸容器，取得了審管部門的設計、制造許可，適用于裝載蓋壓水堆、高溫氣冷堆、研究堆等新燃料組件。

3.1 國內代表性運輸容器

3.1.1 中國核電工程有限公司

中國核電工程有限公司在放射性物品運輸容器的設計方面積累了豐富經驗，成功研制了RY–I型、“龍舟–CNSC”等技術難度較大的乏燃料運輸容器[21]。在核燃料組件運輸容器設計方面，針對國內應用較多的壓水堆，中國核電工程有限公司與中核建中核燃料元件有限公司共同設計研發了CNFC–3G燃料組件運輸容器[15]。該運輸容器主要由外殼、內件和撐桿等部件構成，使用硼不銹鋼304B7作為中子吸收材料，能夠裝載2組AFA3G、CF或STEP–12型新燃料組件，運輸指數為0.5，臨界安全指數為0[22-23]。西安核設備有限公司取得了CNFC–3G燃料組件運輸容器制造方法的發明專利[24]，實現了該設備的自主制造，達到降低成本、提高制造水平的目的。

在此基礎上，中國核電工程公司設計了用于裝載FA300新燃料組件的CNFC–300燃料組件運輸容器。該容器與CNFC–3G燃料組件運輸容器結構、材料、外形尺寸相似，運輸指數為0.3[25]。CNFC–3G和CNFC–300燃料組件運輸容器均采用標準集裝架進行栓系和運輸，能夠滿足公路和鐵路安全運輸的要求。

高溫氣冷堆作為我國掌握的新一代核電技術，具有廣闊的應用前景。為滿足國內運輸需求，中國核電工程公司自主設計了適用于裝運高溫氣冷堆燃料組件的CNFC–HTR燃料組件運輸容器[26]。該容器主要由外容器、內容器、吊籃和集束管組成，容器結構見圖6。考慮到運輸過程中振動和火燒事故可能對核燃料組件造成的影響，外容器采用了不銹鋼填充硬質聚氨酯泡沫的結構，起到減震阻燃的作用。為了保證運輸過程中核燃料組件的臨界安全，在吊籃外層設置了鋁基中子吸收材料[27-28]。

圖6 CNFC–HTR燃料組件運輸容器

3.1.2 中廣核研究院

中廣核研究院有限公司作為中國廣核集團的企業技術中心，自主設計研發了適用于裝載壓水堆STEP–12系列和AFA 3G系列新燃料組件的ANT–12A型燃料組件運輸容器[29]。運輸容器主要由上殼體、下殼體、浮床和門組件構成。其中上、下殼體均為雙層結構，主體材料為SA–240M 304不銹鋼，并填充納米孔復合絕熱氈作為隔熱材料，浮床的主要材料為SA–479M 304不銹鋼。為減輕運輸過程中產生的振動和碰撞，容器上殼體和浮床處分別安裝有輕木材料減震器和橡膠減震器，并采用鋁基碳化硼作為中子吸收材料來保證臨界安全。

3.1.3 上海核工程研究設計院有限公司

上海核工程研究設計院有限公司于2017年完成了AP1000燃料組件裝運容器——STC–NF1A燃料組件運輸容器的國產化設計[30]，該容器主體結構材料為304不銹鋼和6000系列鋁合金，能夠裝載一組改進型RFA–XL型新燃料組件（235U富集度≤4.95%），類型為A（F）型。2018年南通中集能源裝備有限公司取得了STC–NF1A燃料組件運輸容器的制造許可，2019年完成了首批運輸容器的制造，并配合容器使用單位開展了道路運輸試驗、加速度試驗、淋雨試驗等多種試驗，最終確認AP1000燃料組件國產化運輸容器滿足實際道路運輸要求[31]。

3.1.4 中國原子能科學研究院

國內除商用核電站反應堆外，還運行著研究堆、實驗堆等小型反應堆，其新燃料組件也需要專用的運輸容器裝載。為滿足某實驗堆新燃料組件的運輸需求，中國原子能科學研究院設計了YJ–1型運輸容器[32]。該容器為箱式結構[33]，主要由外殼和內部材料組成，外殼的箱蓋和箱體通過M16螺栓連接，內部由隔熱材料、軟木板和緩沖材料等填充。

針對中國實驗快堆（CEFR）使用的混合氧化物MOX新燃料組件，中國原子能科學研究院設計開發了CEFR–MOX新燃料組件運輸容器[34]。CEFR–MOX新燃料組件運輸容器的結構見圖7，容器外形為圓柱形，主要由緩沖器、第1層壓緊端蓋、第2層壓緊端蓋、筒體組件和中間貫穿件5個部分構成，主體材料為16MnDR和16MnD[35]。由于CEFR–MOX新燃料組件的富集度和放射性活度較高，根據《放射性物品分類和名錄》的規定，裝載了該燃料組件的運輸容器屬于B(U)F型貨包，該容器也經受了GB 11806要求的相關驗證試驗[36]。

3.1.5 核燃料組件運輸容器的主要安全問題

依據GB 11806的要求，核燃料組件運輸容器在設計時須具備能夠承受一定堆積壓力荷載的能力。在運輸條件下，考慮到臨界和運輸安全要求，核燃料組件運輸容器須采用專用的栓系方式在車輛上進行固定，控制容器的堆碼形式和間距，確保貨包在運輸過程中不會發生位移。

1.緩沖器；2.第1層壓緊端蓋；3.第2層壓緊端蓋；4.筒體組件；5.中間貫穿件。

為確保栓系強度及吊裝操作的便捷，核燃料組件運輸容器通常在合適的位置設計有吊耳，并按照一定的安全裕度進行驗證。運輸容器在投入使用后，需要定期開展維修維護和安全性能評價工作，確保吊耳沒有變形、扭曲和裂紋發生，以保證吊耳強度滿足安全吊裝要求。

除此之外，核燃料組件運輸容器在運輸中還需滿足IAEA《放射性物質安全運輸規程咨詢材料》推薦的加速度設計要求，因此為減輕運輸過程中產生的振動，核燃料組件運輸容器多使用橡膠、木材等進行減震設計，否則必須配備專用的緩沖裝置進行運輸。

核燃料組件運輸容器裝載的未經輻照的核燃料組件，主要由UO2芯塊制成，其射線能量較弱，輻射水平相對較低，因此核燃料組件運輸容器通常不需要設置專門的輻射屏蔽層，主要利用鋼制外殼起到一定的屏蔽作用。核燃料組件運輸容器的運輸指數較小，因此在運輸活動中對人員和環境的輻射影響相對較小。

在臨界安全方面，核燃料組件運輸容器通常設置中子吸收層來保證臨界安全，使得單個容器的臨界安全指數盡量低。GB 11806規定，非獨家使用的單個車輛上裝載貨包的臨界安全指數總和不超過50，若單個容器的臨界安全指數過大，則會在一定程度上增加運輸難度。建議增加對容器臨界安全設計的考慮，使得單個容器臨界安全指數盡量小，便于運輸時增加單個車輛中容器的裝載數量，提高運輸經濟性。

3.2 國內容器設計計算與試驗能力

與核大國相比我國核能產業發展較晚，因此早期國內使用的核燃料組件運輸容器均由國外引進。近些年，在消化吸收國外技術的基礎上實現了部分型號燃料組件運輸容器的自主化發展，這得益于放射性物品運輸容器設計和計算能力的提高，以及相關試驗平臺的建設。

3.2.1 設計計算能力發展

核燃料組件運輸容器設計主要包括結構安全設計、熱工安全設計、臨界安全設計等方面。在結構安全設計方面，國內運輸容器設計單位通常采用ANSYS/LS– DYNA、ABAQUS等成熟的商用有限元分析軟件進行運輸容器建模[37-38]，分析和評價力學試驗對運輸容器造成的影響。仿真計算的結果還能夠確定造成容器變形量最大的跌落角度[39]，作為開展角下落試驗的下落姿態，能夠極大地節省試驗資源。CFX、FLUENT等流體力學計算軟件被用于放射性物品容器的熱工安全分析[40-41]，分析計算GB 11806要求的正常運輸及運輸事故條件下容器的溫度場分布，確定各部分工作溫度是否滿足許用限值。為節約計算資源，在考慮運輸容器結構對稱性的前提下，可以采用對容器一定比例扇區進行建模的方法進行熱工分析[42]。

在容器臨界安全設計方面，國內多采用蒙特卡洛方法進行計算分析[43]，還可通過可視化軟件獲得模型的集合圖像。目前，西安交通大學核工程計算物理實驗室研發了蒙特卡洛–確定論耦合粒子輸運計算軟件NECP–MCX[44-45]，其計算精度與國外同類軟件相當，在屏蔽深穿透問題方面的計算效率更高，有效地推動了臨界安全計算軟件的自主化發展。

3.2.2 試驗平臺建設

根據GB 11806的要求，放射性物品運輸容器的驗證試驗主要包括力學試驗、耐熱試驗、水浸沒試驗、堆積試驗、密封試驗等，我國相關單位已具備了滿足B型貨包安全試驗驗證要求的能力。中國輻射防護研究院[46-48]具有開展130 t容器力學試驗的能力，具備150 kPa水浸沒試驗和2 MPa強化水浸沒試驗的條件，已承擔了新燃料組件、放射源、六氟化鈾、乏燃料等多種運輸容器的設計取證和試驗評價任務，并在國內首次完成了大型放射性物品運輸容器原型樣機的力學試驗。

3.3 小結

1）我國已經掌握了國內部分型號壓水堆、小型堆燃料組件運輸容器的設計、制造技術，且開發設計了適用于高溫氣冷堆燃料組件運輸的CNFC–HTR運輸容器，為我國新一代核電技術的應用和發展提供了保障。

2）我國放射性物品運輸容器的仿真計算能力與試驗驗證平臺的建設均得到加強，具備開展B型貨包設計與安全評價工作的能力。

4 結語

主要核大國研制核燃料組件運輸容器較早，我國早期開展容器設計、制造的能力較弱，但隨著核工業的發展，我國已經成功實現了部分燃料組件運輸容器的國產化和自主化。綜上所述，對我國燃料組件運輸容器自主化發展有如下建議。

1）增加容器設計單位之間的交流，增強運輸容器的裝載兼容性，更好地實現核燃料組件運輸容器的系列化發展。

2）重視容器安全評價計算軟件的國產化開發，推進更全面的試驗驗證平臺的建設，努力實現運輸容器設計與安全評價的完全自主化。

3）針對新一代核電技術，增加對相應核燃料組件運輸容器的研制投入，研究和攻克關鍵技術，爭取技術領先。

[1] 新華社. 中華人民共和國國民經濟和社會發展第十四個五年規劃和2035年遠景目標綱要[J]. 中國水利, 2021(6): 1-38.

Xinhua News Agency. The Outline of the 14th Five-Year Plan(2021—2025) for National Economic and Social Development and the Long-Range Objectives through the Year 2035 of P. R. China[J]. China Water Resources, 2021(6): 1-38.

[2] NB/T 20184—2012, 壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器通用技術條件[S].

NB/T 20184—2012, General Specification on Transport Vessel for Fresh Fuel Assembly of PWR Nuclear Power Plants[S].

[3] 生態環境部. 關于公開征求《放射性物品分類和名錄》（修訂征求意見稿）意見的通知[EB/OL]. (2020–04–29) [2021–12–20]. https://www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/ xxgk06/202005/t20200506_777840.html.

Ministry of Ecology and Environment of the People's Republic of China. Notice on Public Solicitation of "Classification and List of Radioactive Materials" (Revised Draft for Solicitation of Comments) [EB/OL]. (2020-04-29)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/xxgk2018/ xxgk/xxgk06/202005/t20200506_777840.html.

[4] GB 11806—2019, 放射性物品安全運輸規程[S].

GB 11806—2019, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material[S].

[5] 段春輝, 黃新東, 谷明非, 等. 一種新燃料組件運輸容器設計研究[J]. 機械, 2020, 47(5): 54-59.

DUAN Chun-hui, HUANG Xin-dong, GU Ming-fei, et al. Design and Research on one New Fuel Assembly Transport Cask[J]. Machinery, 2020, 47(5): 54-59.

[6] World Nuclear Association. Nuclear Power in France [R/OL].(2021-10-01)[2021-12-20]. https://www.world-nuclear. org/information-library/country-profiles/countries-a-f/france.aspx.

[7] 國家核安全局.關于批準臺山核電合營有限公司FCC4–V1新燃料運輸容器使用批準書有效期延續的通知[EB/OL]. (2018–11–13)[2021–12–20]. https:// www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk07/201811/t20181119_674269.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Approval of Extension of Validity of Approval for Use of FCC4-V1 New Fuel Transport Container of Taishan Nuclear Power Joint Venture Co., Ltd.[EB/OL]. (2018-11-13)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk07/201811/t20181119_674269.html.

[8] SHELTON C. Packaging and Transport of Unirradiated Uranium Dioxide Fuel and Nonirradiated Mixed Oxide Fuel[M]. United States: Woodhead Publishing, 2015: 183-197.

[9] OTTON C, LALLEMANT T. Transport of MOX Fuel: Continuous Challenge[J]. Packaging, transport, storage & security of radioactive material, 2010, 21(1): 46-50.

[10] World Nuclear Association. Nuclear Power in the USA [R/OL].(2021-10-01)[2021-12-20]. https://www.world- nuclear.org/information-library/country-profiles/countries- t-z/usa-nuclear-power.aspx.

[11] HALL R, MARSHALL W, WIESELQUIST W. Assessment of Existing Transportation Packages for Use with HALEU[R]. Tennessee: Oak Ridge National Lab, 2020: 9-49.

[12] 國家核安全局. 關于頒發三門核電有限公司一類放射性物品運輸容器使用批準書的通知[EB/OL]. (2013–01–04) [2021–12–20]. https://www.mee.gov.cn/gkml/sthjbgw/ haq/201301/t20130107_244758.htm.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing Approval for the Use of Containers for Transport of Radioactive Materials of San-men Nuclear Power Co., Ltd. [EB/OL].(2013-01-04)[2021-12-20]. https:// www.mee.gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201301/t20130107_244758.htm.

[13] World Nuclear Association. Nuclear Power in Russia [R/OL].(2021-12-01)[2021-12-20]. https://www.world- nuclear.org/information-library/country-profiles/countries- o-s/russia-nuclear-power.aspx.

[14] ROZHKOV V, ENIN A, SINNIKOV Y, et al. Development of Design of WWER-1000 FA and Facilities for Fuel Transportation to NPP[C]// International conference on WWER fuel performance, modelling and experimental support, Albena, 2005: 20796239.

[15] 孫樹堂, 曾亮, 李國強, 等. 我國PWR燃料組件運輸容器定期評價與經驗反饋[J]. 包裝工程, 2018, 39(23): 105-110.

SUN Shu-tang, ZENG Liang, LI Guo-qiang, et al. Regular Evaluation and Experience Feedbacks for PWR Fuel Assembly Transport Containers in China[J]. Packaging Engineering, 2018, 39(23): 105-110.

[16] 國家核安全局. 關于批準江蘇核電有限公司TK–C5–M新燃料運輸容器使用批準書有效期延續的通知[EB/OL]. (2020–04–24)[2021–12–20]. https:// www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/202004/t20200426_776343.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Approving the Extension of the Validity Period of the TK-C5-M New Fuel Transport Container Approval for Jiangsu Nuclear Power Co., Ltd. [EB/OL]. (2020-04-24)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/ xxgk2018/xxgk/xxgk09/202004/t20200426_776343.html.

[17] PESIC M, STELJIC M, ANTIC D. Criticality Safety Evaluation for TWR-S Fuel Assembly Transportation Using TK-S16 Containers[C]// International Yugoslav Nuclear Society Conference, Belgrade, 2003: 359-362.

[18] LJUBENOV V, STELJI M, PE?I M. Criticality Safety Study of Fresh HEU Fuel Elements in TK-S15 and TK-S16 Transportation Packages[C]// 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Aix-en-Provence, 2003: 230-234.

[19] 國家核安全局. 關于批準中國原子能科學研究院TK–C57新燃料運輸容器使用批準書限值變更的通知[EB/OL]. (2018–10–11)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/ xxgk2018/xxgk/xxgk09/201810/t20181015_ 662199.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Approving the Change of the Limits of the TK-C57 New Fuel Transport Container Use Approval Letter of the Chinese Academy of Atomic Energy[EB/OL]. (2018-10-11)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/ xxgk2018/xxgk/xxgk09/201810/t20181015_662199.html.

[20] 國家核安全局. 關于頒發中國原子能科學研究院TK–C57新燃料運輸容器使用批準書的通知 [EB/OL]. (2019–06–11)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/201906/t20190614_706568.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing Approval for Use of TK–C57 New Fuel Transport Container of China Academy of Atomic Energy[EB/OL]. (2019–06–11)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/201906/t20190614_706568.html.

[21] 汪海, 童明炎, 孫勝, 等. 乏燃料運輸容器研究進展[J]. 機械工程師, 2015(12): 65-69.

WANG Hai, TONG Ming-yan, SUN Sheng, et al. Research Progress of Spent Fuel Transport Container[J]. Mechanical Engineer, 2015(12): 65-69.

[22] 國家核安全局. CNFC–3G新燃料運輸容器設計批準書[EB/OL]. (2011–10–27)[2021–12–20]. https://code. fabao365.com/law_572830.html.

National Nuclear Safety Administration. CNFC-3G New Fuel Transport Container Design Approval[EB/OL].(2011–10–27)[2021–12–20]. https://code.fabao365.com/law_572830.html.

[23] 國家核安全局. 關于批準CNFC–3G新燃料運輸容器設計批準書限值變更的通知[EB/OL]. (2019–06–11) [2021–12–20]. https://www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/201906/t20190614_706578.html?tdsourcetag=s_pcqq_aiomsg.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Approval of Changes in the Limits of CNFC-3G New Fuel Transport Container Design Approval[EB/OL]. (2019-06-11)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/ xxgk2018/xxgk/xxgk09/201906/t20190614_706578.html?tdsourcetag=s_pcqq_aiomsg.

[24] 王叢杰, 王菊, 閆海軍, 等. 一種CNFC–3G新燃料運輸容器制造方法: 中國, 104751925A[P]. 2015–07–01.

WANG Cong-jie, WANG Ju, YAN Hai-jun, et al. A Manufacturing Method for CNFC–3G New Fuel Transport Container: China, 104751925A[P]. 2015–07–01

[25] 國家核安全局. 關于頒發中國核電工程有限公司CNFC–300新燃料運輸容器設計批準書的通知[EB/OL]. (2017–12–19)[2021–12–20]. https://www. mee. gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201712/t20171222_428451.htm.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing CNFC-300 New Fuel Transport Container Design Approval to China Nuclear Power Engineering Co., Ltd.[EB/OL].(2017–12–19)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201712/t20171222_428451.htm.

[26] 國家核安全局.關于批準CNFC–HTR新燃料運輸容器設計批準書有效期延續的通知[EB/OL]. (2021–02–09) [2021–12–20]. https://www.mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/ xxgk09/202102/t20210218_821475.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Extending The Validity of CNFC-HTR New Fuel Transport Container Design Approval[EB/OL].(2021–02–09)[2021–12–20]. https://www.mee.gov.cn/ xxgk2018/xxgk/xxgk09/202102/t20210218_821475.html.

[27] 李穎虹, 黃灝, 周榮生, 等. 高溫氣冷堆新燃料元件運輸容器臨界安全分析[J]. 核動力工程, 2019, 40(6): 64-71.

LI Ying-hong, HUANG Hao, ZHOU Rong-sheng, et al. Criticality Safety Calculation and Analysis of Fresh Fuel Element Transport Containers for High Temperature Gas-Cooled Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2019, 40(6): 64-71.

[28] 李寧, 張洪軍, 徐小剛. CNFC-HTR新燃料運輸容器結構設計與驗證[J]. 科技視界, 2016(8): 204-205.

LI Ning, ZHANG Hong-jun, XU Xiao-gang. Structural Design and Verification of the CNFC-HTR New Fuel Transport Container[J]. Science & Technology Vision, 2016(8): 204-205.

[29] 國家核安全局. 關于頒發中廣核研究院有限公司ANT–12A型新燃料運輸容器設計批準書的通知[EB/OL]. (2020–11–26)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/202012/t20201203_811424.html.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing the ANT-12A New Fuel Transport Container Design Approval to CGN Research Institute Co., Ltd[EB/OL].(2020-11-26)[2021-12-20]. https://www. mee.gov.cn/xxgk2018/xxgk/xxgk09/202012/t20201203_811424.html.

[30] 國家核安全局. 關于頒發上海核工程研究設計院有限公司STC–NF1A新燃料運輸容器設計批準書的通知[EB/OL]. (2017–12–11)[2021–12–20]. https://www. mee.gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201712/t20171214_427942.htm.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing the STC-NF1A New Fuel Transport Container Design Approval to Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co., Ltd[EB/OL].(2017-12-11)[2021-12-20]. https://www.mee.gov.cn/ gkml/sthjbgw/haq/201712/t20171214_427942.htm.

[31] 中集集團. 中集制造的首批國產化新燃料運輸容器正式投用[EB/OL]. (2019–09–02)[2021–12–20]. http://www.cimc.com/index.php?m=content&c=index&a=show&catid=65&id=2747.

CIMC. The First Batch of Domestically-made New Fuel Transport Containers Manufactured by CIMC was Officially Put into Use[EB/OL]. (2019-09-02)[2021-12-20]. http://www.cimc.com/index.php?m=content&c=index&a=show&catid=65&id=2747.

[32] 衣大勇, 汪軍, 郭春秋, 等. YJ–1型新燃料組件運輸容器的研制[J]. 科技視界, 2015(26): 339.

YI Da-yong, WANG Jun, GUO Chun-qiu, et al. Development of YJ-1 New Fuel Assembly Transport Container[J]. Science & Technology Vision, 2015(26): 339.

[33] 郭春秋, 鄒佳訊, 衣大勇, 等. 新燃料元件運輸容器熱工安全分析及試驗驗證[J]. 原子能科學技術, 2016, 50(11): 1992-1997.

GUO Chun-qiu, ZOU Jia-xun, YI Da-yong, et al. Thermal Safety Analysis and Experimental Validation of New Fuel Element Transportation Container[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2016, 50(11): 1992-1997.

[34] 曹攀, 周科源, 張強, 等. CEFR–MOX新燃料組件運輸貨包臨界安全計算[J]. 輻射防護, 2019, 39(2): 89-94.

CAO Pan, ZHOU Ke-yuan, ZHANG Qiang, et al. Criticality Safety Analysis on Transport Package of Fresh CEFR-MOX Fuel Assembly[J]. Radiation Protection, 2019, 39(2): 89-94.

[35] 國家核安全局. 關于頒發中國原子能科學研究院CEFR–MOX–N01型運輸容器設計批準書的通知[EB/OL]. (2017–11–08)[2021–12–20]. https://www.mee. gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201711/t20171113_426114.htm.

National Nuclear Safety Administration. Notice on Issuing CEFR-MOX-N01 Type Transport Container Design Approval to China Institute of Atomic Energy [EB/OL]. (2017-11-08)[2021-12-20]. https://www. mee. gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201711/t20171113_426114.htm.

[36] 劉兆陽, 李曉軒. CEFR–MOX燃料組件運輸容器的實驗分析與驗證[J]. 科技視界, 2017(1): 27-29.

LIU Zhao-yang, LI Xiao-xuan. Analysis and Validation of the CEFR-MOX Fuel Assemblies Transport Cask Experiment[J]. Science & Technology Vision, 2017(1): 27-29.

[37] 李國強, 李志強, 羅曉渭. 一種醫療放射源運輸容器沖擊試驗和數值仿真[J]. 輻射防護, 2020, 40(1): 52-57.

LI Guo-qiang, LI Zhi-qiang, LUO Xiao-wei. Impact Test and Numerical Simulation on a Model Container for Transport of Medical Radioactive Sources[J]. Radiation Protection, 2020, 40(1): 52-57.

[38] 孫洪超, 李國強, 莊大杰, 等. 放射源運輸容器安全設計有限元分析方法[J]. 核電子學與探測技術, 2019, 39(5): 582-586.

SUN Hong-chao, LI Guo-qiang, ZHUANG Da-jie, et al. Finite Element Analysis Method for Safety Design Verification of Transport Package of Radioactive Sources[J]. Nuclear Electronics & Detection Technology, 2019, 39(5): 582-586.

[39] 許艷濤, 馬淵睿, 李晨, 等. 燃料運輸容器跌落姿態分析技術[J]. 包裝工程, 2017, 38(21): 20-24.

XU Yan-tao, MA Yuan-rui, LI Chen, et al. Drop Gesture Analysis of the Fuel Transport Cask[J]. Packaging Engineering, 2017, 38(21): 20-24.

[40] 蔡創廣. 乏燃料臥式干法貯存熱工安全數值模擬與分析[D]. 廣州: 中山大學, 2019: 62-74.

CAI Chuang-guang. Thermal Safety Numerical Simulation and Analysis of Horizontal Spent Fuel Dry Storage[D]. Guangzhou: Sun Yat-sen University, 2019: 62-74.

[41] 汪俊. CNSC–24乏燃料干法貯運容器熱工安全分析[D]. 哈爾濱: 哈爾濱工程大學, 2017: 19-31.

WANG Jun. Thermal Safety Analysis of CNSC-24 Spent Fuel Transportation and Storage Cask[D]. Harbin: Harbin Engineering University, 2017: 19-31.

[42] 劉楊, 汪俊. 高溫氣冷堆燃料運輸容器熱工計算分析[J]. 核動力工程, 2017, 38(5): 160-163.

LIU Yang, WANG Jun. Heat Transfer Simulation of Fuel Transport Cask for High Temperature Gas Cooled Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2017, 38(5): 160-163.

[43] 王學新, 莊大杰, 曹芳芳, 等. AP1000新燃料組件運輸貨包的臨界安全計算[J]. 輻射防護, 2014, 34(2): 97-101.

WANG Xue-xin, ZHUANG Da-jie, CAO Fang-fang, et al. Criticality Safety Analysis to Transport Package of Intact AP1000 Fuel Assembly[J]. Radiation Protection, 2014, 34(2): 97-101.

[44] 鄭琪, 沈煒, 賀清明, 等. 基于NECP–MCX的蒙特卡羅–確定論耦合及權窗網格粗化方法研究[J]. 核動力工程, 2021, 42(2): 202-207.

ZHENG Qi, SHEN Wei, HE Qing-ming, et al. Research on Hybrid Monte-Carlo-Deterministic and Weight- Window Mesh-Coarsening Method Based on NECP-MCX[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(2): 202-207.

[45] HE Qing-ming, ZHENG Qi, LI Jie, et al. NECP-MCX: A Hybrid Monte-Carlo-Deterministic Particle-Transport Code for the Simulation of Deep-Penetration Problems[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 151: 107978.

[46] 李國強, 張建崗, 羅曉渭, 等. 放射性物質運輸貨包力學試驗評價技術[J]. 原子能科學技術, 2017, 51(4): 762-768.

LI Guo-qiang, ZHANG Jian-gang, LUO Xiao-wei, et al. Assessment Technology on Mechanical Test of Package for Radioactive Material Transport[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2017, 51(4): 762-768.

[47] 李國強, 趙兵, 張建崗, 等. 放射性物質運輸貨包安全試驗[J]. 原子能科學技術, 2012, 46(S1): 668-670.

LI Guo-qiang, ZHAO Bing, ZHANG Jian-gang, et al. Test for Radioactive Material Transport Package Safety[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2012, 46(S1): 668-670.

[48] 張建崗, 李國強, 孫洪超, 等. 放射性物品運輸容器試驗驗證經驗總結[J]. 輻射防護, 2018, 38(5): 422-427.

ZHANG Jian-gang, LI Guo-qiang, SUN Hong-chao, et al. Safe Test Experience on Radioactivematerial Transport Packages[J]. Radiation Protection, 2018, 38(5): 422-427.

Overview of Application Status for Nuclear Fuel Assembly Transport Package

SUN Qian, ZHUANG Da-jie, SUN Hong-chao, ZHANG Yu-hang, WANG Xue-xin,XU Xiao-xiao, LI Guo-qiang

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

The work aims to fully understand the main application status ofnuclear fuel assembly transport packages at home and abroad and put forward suggestions based on the experience of foreign countries so as to realize the independent development of domestic transport packages. The technical status of representative fuel transport packages in major nuclear countries as well as the domestic R&D and application status were surveyed and analyzed. The directions that still need to be improved in independent development were viewed. Main nuclear countries in the world developed the nuclear energy industry earlier and have formed mature transport package products for their own reactor technologies. At present, on the basis of introducing and absorbing foreign advanced technology, the domestic development of some nuclear fuel assembly transport packages had been gradually realized. The new type transport package for high-temperature gas-cooled reactor fuel assembly had been developed. It is recommended to pay more attention to the serialized development of transport packages and increase the investment in overcoming key technologies. The development of package structure design software and the construction of the test platform need to be strengthened.

nuclear fuel assembly; transport package; package design; independent development

TB485.3

A

1001-3563(2022)13-0142-09

10.19554/j.cnki.1001-3563.2022.13.018

2021–12–20

孫謙（1994—），男，碩士，研究實習員，主要研究方向為放射性物品運輸安全。

責任編輯：曾鈺嬋