放射源運輸容器力學設計和試驗驗證

陳磊，莊大杰，孟東原，焦力敏，孫謙，王長武，李國強

放射源運輸容器力學設計和試驗驗證

陳磊，莊大杰，孟東原，焦力敏，孫謙，王長武，李國強*

（中國輻射防護研究院，太原 030006）

設計一種用于運輸工業輻照用特殊形式放射源的運輸容器，通過試驗驗證運輸容器的安全性能。根據《放射性物品安全運輸規程》和《放射性物質安全運輸條例》中B（U）型貨包的規定進行設計，設計的運輸容器主要包括屏蔽容器、吊籃、防護罩及運輸托架4部分組成，并對運輸容器進行正常運輸工況和運輸事故工況下的3次跌落試驗。試驗對容器外防護罩和保溫層造成部分損壞，但防火層完整，不影響包裝的密封和屏蔽功能，試驗結果表明運輸容器滿足標準要求。運輸容器在正常運輸工況和運輸事故工況下的跌落測試后，包裝的屏蔽和密封仍然有效，即該運輸容器在規定的正常運輸工況和運輸事故工況下能保證放射源的運輸安全。

放射源；運輸容器；力學設計；試驗驗證

放射源是核技術利用領域中設計的最主要的放射性物品，廣泛應用于醫療、工業、農業、勘探等領域，我國目前已有多種放射源運輸容器[1-3]。隨著我國利用放射源進行輻照加工工業的發展，輻照站裝源活度已達到二三百萬居里，而國外已有裝源活度達千萬居里以上的輻照站，輻照產業的發展推動設計裝運大活度放射源容器[3]。放射性物質運輸是工業、農業、醫學、科研等領域實現核能和核技術利用的必要環節[4]。為確保放射性物質的安全運輸，保護環境、工作人員和公眾，國際原子能組織（IAEA）特別制定了相關法規，明確了放射性材料運輸時的防護等事項。IAEA的各成員國基本上遵照IAEA的《放射性物質安全運輸條例》（SSR-6）[5]開展運輸容器的設計和驗證，如美國的《聯邦法規》第10篇第71部分（10CFR PART 71）[6]、俄羅斯的《放射性物質安全運輸規程》（H∏-053-04）[7]和我國的GB 11806—2019《放射性物品安全運輸規程》[8]對貨包的規定。

本文設計一種用于運輸工業輻照用特殊形式放射源的運輸容器，承擔將新放射源從生產儲存庫運輸到全球各地輻照站和從全球各地輻照站將舊放射源運輸到儲存庫，以及各輻照站之間和從輻照站到廢物庫的運輸任務，單個貨包中最多可裝載18萬Ci，適用于道路、鐵路和水路運輸，貨包設計使用壽命20年。根據GB 11806—2019和IAEA SSR-6的相關規定，需要驗證運輸容器在正常運輸條件與運輸事故條件下的安全性能。

1 容器結構設計

放射源運輸容器采用多層結構，主要由屏蔽容器、吊籃、防護罩與運輸托架組成。貨包總質量約5 100 kg，最大裝源量為6.66×1015Bq（180 000 Ci），根據《放射性物品分類和名錄》[9]和GB 11806—2019規定，貨包屬于B(U）型貨包，Ⅲ級（黃）。運輸容器整體結構如圖1所示。

圖1 運輸容器示意圖

1.1 內容物及設計要求

1.1.1 內容物

運輸容器裝運的60Co成品放射源為內含60Co的雙層包殼密封放射源，外層包殼為不銹鋼材料。60Co成品源滿足GB 11806—2019《放射性物品安全運輸規程》[5]中對特殊形式放射性物質的相關要求，同時也滿足GB 4075—2009《密封放射源一般要求和分級》[10]中E66646（7）的要求。

1.1.2 設計要求

運輸容器主要起包容放射源和屏蔽射線的作用，容器設計參考采用2004年版ASME BPVC-Ⅲ的第三冊相關要求[11]，設計應滿足WB-3100和WB-3200的要求，兩者有矛盾時，以WB-3300的要求為準。同時，設計時應考慮正常和假想事故工況，包括運輸和廠內裝卸這樣的正常工況以及GB 11806—2019對運輸容器應經受的試驗工況，運行及試驗工況相關的應力限制參考WB-3220及WB-3230中規定。

對運輸容器來說，其關鍵部分為容器的包容系統，運輸容器的包容系統由內殼、鉛塞內殼、氣管、水管、堵頭及屏蔽塞子螺栓組成。因此，如果在GB 11806—2019規定的運輸正常條件和事故條件下，其包容和屏蔽性能都完好，則該運輸容器能保證放射源在規范使用過程中處于安全狀態。為達成此目標，包容系統設計準則參考2004年版ASME BPVC-Ⅲ的第三冊WB-3200 應力限制相關要求[11]。需要說明的是，上述準則不適用于容器本體殼體上直接撞擊附近的局部區域，即在沖擊件1.5倍直徑的較小范圍內或者從沖擊件端部所測量到的安全容器厚度2倍范圍內。

非包容系統包括容器外殼、鉛塞外殼，設計準則參考ASME鍋爐及壓力容器規范[12]相關要求，選取應變系數，按照塑性失穩限制進行評定，即不同工況下的應變系數分別為A級工況：1.67；B級工況：1.67；C級工況：1.40；D級工況：1.10。在運輸正常情況下，按照A級使用限制工況確定其許用應力限值。在運輸事故情況下，按照D級使用限制工況確定其許用應力限值。需要說明的是，上述準則不包括屏蔽材料鉛，以及容器外的筋板和硅酸鋁棉針刺毯、隔熱筒、隔熱蓋、減震環、防護罩。對于這些部件和材料，不需要應力限制，因為在貨包設計中已考慮允許這些材料變形。

1.1.3 設計流程

明確設計要求后，結合容器使用環境，如工作條件，運輸條件、環境條件等，綜合考慮安全性能，開展初步設計。對該運輸容器，設計考慮為圓柱形，同時考慮運輸、移動、吊裝等需求，增設運輸托架，結合實際需求，運輸容器結構應包括用于完成屏蔽功能的組件、用于放射源吊裝、轉移功能的組件，用于沖擊、振動防護功能的組件，以及用于運輸容器、吊裝、移動的組件組成。據此，完成運輸容器的初步設計，初步設計完成后，需建立參數化幾何模型，以便對容器進行進一步的修正和優化，同時應用有限元分析軟件對容器開展仿真計算分析。根據仿真計算結果對容器包容系統及非包容系統進行評價，判斷其是否滿足設計準則要求，對不符合及存在問題的地方進行修改和優化，如此反復，最終完成容器的結構定型，并通過樣機試驗驗證其安全性能。容器設計流程如圖2所示。

圖2 容器設計流程

1.2 容器設計

整體容器參數如表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來實現的。屏蔽容器主要由鉛塞、容器主體構成。

鉛塞由上部的圓形鉛柱、下部的柱臺狀的鎢合金蓋以及包裹的不銹鋼構成。鉛塞頂部有1個固定吊耳，外部尺寸為146 mm×24 mm×80 mm，孔徑為36 mm，該吊耳與主體焊接成整體，用于鉛塞的裝卸。鉛塞的中部臺面與容器主體接觸部位配有不銹鋼連接環；有一條螺旋狀排氣管，貫穿鉛柱與鎢合金蓋。

容器主體呈圓柱形，上開口，為鋼—鎢—鉛—鋼結構，容器從內往外依次為不銹鋼內殼、鎢合金筒與鎢合金底、鎢合金護套、鉛屏蔽層、不銹鋼外殼。不銹鋼內殼內腔尺寸為146 mm，壁厚為10 mm，內腔中裝有吊籃；鎢合金筒外部尺寸291 mm×614 mm，主體部位徑向厚度為62 mm；鎢合金底外部尺寸為291 mm×74 mm；鎢合金護套厚度為5 mm，從外部包住鎢合金筒與鎢合金底；鉛屏蔽層徑向厚度為147.5 mm。屏蔽功能結構底部呈錐臺狀。容器主體底板為850 mm×28 mm的不銹鋼，其與呈錐臺狀屏蔽功能結構底部之間設置隔熱層，填充材料為硅酸鋁棉針刺毯。容器主體底板有4組定位孔，通過螺栓與運輸托架上底板4組定位部件緊固，使其固定在運輸托架上。容器主體外部軸向焊接有吸收沖擊能的筋板。共6種規格筋板共36塊，材料為不銹鋼。容器主體底部有一條螺旋狀排水管，貫穿鎢鉛層。

1.2.2 防護罩

容器的防沖擊和隔熱性能主要依靠防護罩實現。防護罩分為內筒、隔熱層、外筒以及隔熱蓋，內筒和外筒為不銹鋼圓筒，內筒外部尺寸為845 mm×880 mm、壁厚為6 mm；外筒外部尺寸為909 mm×880 mm、壁厚為6 mm；隔熱層內填充硅酸鋁棉毯，厚度為26 mm。內筒壁上部固定支耳8個，用于隔熱筒的固定。頂部有吊環螺釘共4個，用于隔熱筒的吊裝操作，其材質為不銹鋼。隔熱蓋整體呈錐帽形，其最大外部尺寸為825 mm×192 mm。內部為26 mm厚的硅酸鋁棉針刺毯隔熱材料，外部為6 mm的不銹鋼壁。底部有4個固定支耳，用于隔熱蓋的固定。頂部中央有一個可拆卸的吊環螺釘，用于隔熱蓋的吊裝操作。

表1 容器主要結構參數

Tab.1 Main structure parameters of container

1.2.3 運輸托架

運輸托架為方形，外部尺寸為1 250 mm×1 250 mm× 230 mm，包括定位固定件4個、定位槽鋼2個、鎖銷2個、下底板、上底板及其之間的8根槽鋼構成。如圖3所示，運輸托架上底板4個定位固定件，通過與運輸容器主體底部螺栓連接，將運輸容器主體固定于其上。上底板通過四周的20個螺栓與2個鎖銷，將防護罩固定于其上。上下底板尺寸為 1 238 mm×1 238 mm× 10 mm，通過運輸托架可以方便的進行起吊、拴系等操作。

圖3 運輸托架

1.2.4 吊籃

吊籃由1個提手、1個上板、4根連接桿、3個中板與1個底板構成，其材質均為不銹鋼，最大外形尺寸為140 mm×478 mm，如圖4所示。

圖4 吊籃

1.2.5 其他

在鉛塞上方與隔熱蓋間有減震環，外形尺寸為388 mm×49 mm，材質為不銹鋼。

2 試驗驗證

2.1 試驗要求

依據GB 11806—2019，該容器應進行跌落測試，驗證其安全性能。主要包括：根據GB 11806—2019第C4.4.2節，自由下落試驗試樣應自由下落在靶上，以使試驗部件的安全特性受到最嚴重的損壞，從試樣的最低點至靶的上表面所測的下落高度不得小于1.2 m；根據GB11806第C4.6.1節，自由下落試驗Ⅰ，試樣應自由下落在靶上，以使試驗部件的安全特性受到最嚴重的損壞，而從試樣的最低點至靶的上表面高度應是9.0 m；根據GB 11806—2019第C4.6.1節，自由下落試驗Ⅱ，試樣應自由下落到牢固地直立在靶上的一根棒上，以使試樣受到最嚴重的損壞，從試樣的預計沖擊點至棒的端面高度應是1 m[5]。

容器設計完成后，加工了1套試樣，利用這1套試樣進行了正常運輸工況和運輸事故工況下的3次跌落試驗。試驗時，在容器上布置了加速度傳感器和應變傳感器，用于檢測試驗時的加速度和應變。應變測量位置位于容器表面上，在每一測量點布置三向90°應變花應變傳感器，分別測量該位置的應變。加速度測量位置分別位于容器表面上，在每一測量點布置三向90°加速度傳感器，分別測量該位置的加速度。應變及加速度測點布置見圖5。

圖5 測量點布置

2.2 試驗結果

試驗在中國輻射防護研究院放射性物質包裝容器安全試驗中心進行，該中心具備140噸級放射性物品運輸容器試驗能力，滿足SSR-6和GB 11806—2019的相關技術要求[13-15]。根據仿真計算結果[16]，選擇了最嚴重的損壞工況，分別為自由下落試驗姿態選擇底面下落姿態；自由下落試驗I姿態為頂角下落，容器軸線與靶面的夾角為57.5°；自由下落試驗Ⅱ姿態選擇頂面下落，頂面沖擊點為中心區域。跌落試驗姿態如圖6所示。

試驗后，對容器進行檢查，自由下落試驗后，運輸托架底盤中間2條豎向板部分扭曲，長約500 mm，扭曲高度小于10 mm，其他部位沒有明顯變形，運輸托架底盤變形情況見圖7。各測量點的測量值均小于材料的使用應力值，其中，最大主應力出現在6#，最大值約為111.1 MPa，最大加速值位于1#徑向90°～270°方向，最大值約為209.3。

圖6 跌落試驗姿態

圖7 自由下落試驗后

自由下落試驗I后，隔熱蓋沖擊部位成一個約45°斜面，緊貼壓蓋，沖擊部位約30 cm范圍焊縫開裂，縫隙寬度小于1 mm，防護罩筒體沖擊位置出現開裂，內壁開裂約41 cm，外壁開裂約41 cm，其中7.5 cm長為完全開裂，其他為裂紋，斷裂位置位于焊口；180°方向處隔熱筒與吊耳安裝處開裂約3 cm；隔熱筒上沖擊點處吊環從底座處斷裂；2個吊耳間上沿10 cm范圍發生彎曲，其中小于4 cm范圍向內側彎曲約2 cm，[4, 90) cm范圍向外鼓起約1 cm。隔熱材料未漏出，防火功能完好，自由下落試驗I試驗后沖擊端側面變形情況見圖8。同時，各測量點的測量值均小于材料在事故情況下的設計限值。其中，最大主應力出現在1#處，最大值約為303.7 MPa，最大加速值位于2#徑向方向，最大值約為1 430.6。

圖8 自由下落試驗I后變形情況

自由下落試驗Ⅱ后，隔熱蓋上沖擊端面有2次沖擊痕跡，第1次為靶邊緣半圓形切入痕跡，第2次為靶平面沖擊痕跡。第1次沖擊形成的半圓形剪切寬為2～3 mm，深為1 mm，未穿透。第2次沖擊形成外徑約20 cm的圓形凹陷，裂縫長約16 cm，位于外圓邊界。隔熱蓋吊環斷裂，并嵌入靶上表面，但隔熱蓋保持原位置，防火功能保持，壓蓋上端面不平整，沖擊位置處下凹1 cm，沿周向約10 cm的范圍；壓蓋與沖擊點方向垂直的方向上約5 cm范圍的壓蓋鼓起。沖擊點處周向小于20 cm范圍內法蘭口向下彎曲約1 cm，見圖9。同時，各測量點除去正對沖擊靶的1#位置外，容器外壁各測量點的測量值都非常小，低于材料的許用應力。最大主應力出現在鉛塞外壁上1#位置，最大值約為532.2 MPa，小于材料在事故情況下的設計限值。最大加速度位于1#軸向方向，最大值約為161.4。

圖9 自由下落試驗Ⅱ后變形情況

跌落測試分析結果表明，在各種跌落工況下，容器外防護罩和保溫層造成了部分損壞，但防火層完整，不影響容器的熱學性能。同時，屏蔽容器幾乎無變形，防護罩吸收絕大多數沖擊，其產生的變形不影響包裝的密封和屏蔽功能。因此，在正常情況下和事故條件下進行測試后，包裝的屏蔽和密封仍然有效，即試驗結果符合設計和標準要求，隨后的耐熱試驗及屏蔽試驗也證明了這一點，該運輸容器已取得國家核安全局的設計批準[17-18]。

3 結語

放射源運輸容器遵從GB 11806—2019的相關要求完成了設計，并制造了試驗樣機完成了容器安全性能試驗。試驗結果表明，容器的結構設計滿足GB 11806—2019規定的正常運輸工況和運輸事故工況下的跌落試驗要求。該運輸容器能保證放射源在規范使用過程中處于安全狀態。該放射源運輸容器可為類似運輸容器的力學設計提供參考和依據。

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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

中國輻射研究院創新團隊基金（YC22000503）

通信作者