某核电厂辐照监督管运输容器的研制

周寅鹏，汪 军，张 强，衣大勇，张金山，范月容，姚成志，石辰蕾，郭志家，彭朝晖

(中国原子能科学研究院，北京 102413)

为了保证压水堆核电厂反应堆压力容器的安全可靠，有必要对其辐照损伤进行评价和运行监督，为此，通常在堆内热屏与压力容器之间设置辐照监督管[1]。某核电厂反应堆压力容器辐照监督管包括与压力容器完全相同的材料及参考材料试样、中子探测装置以及温度监测装置等。通过定期提取辐照监督管并进行试验，以监测反应堆压力容器材料因辐照而引起的机械性能变化。其试验结果可用于评估反应堆压力容器快速脆断的风险、验证预测的RTNDT曲线以及确定一回路水压试验温度，为电厂寿命管理提供基础数据。

为将某核电厂机组运行期间从堆内取出的压力容器辐照监督管通过公路可靠地运输到分析检验单位，中国原子能科学研究院研制了辐照监督管运输容器。该运输容器的研制采用设计与试验验证相结合的方法[2]。

(1)根据辐照监督管的源项计算确定运输容器的类型及屏蔽层的厚度，考虑辐照监督管结构尺寸与取放辐照监督管的可实现性，完成运输容器的结构方案设计；

(2)对运输容器开展屏蔽性能校验和正常运输条件下的力学评定，进行设计优化，完成运输容器设计[3，4]；

(3)按照设计图纸及文件制造运输容器模拟件，对该模拟件进行安全验证试验，包括自由下落试验和贯穿试验[5]；

(4)在安全验证试验前后分别进行屏蔽试验，以验证容器的屏蔽性能；

(5)根据安全验证试验及屏蔽试验的结果对设计进行优化，最终制造出辐照监督管运输容器。

1 运输容器屏蔽计算

通过origen2程序，按照辐照监督管材料成分、所处位置的中子通量及辐照历史，可计算得到运输容器的放射源强，如表1所示。

表1 辐照监督管光子源强

其中对容器外剂量率贡献较大的核素主要为54Mn、58Co、60Co。

取容器的屏蔽厚度为160 mm(铅当量厚度)，利用MCNP程序的计算建模对实际结构进行保守简化，模型如图1所示。

图1 MCNP程序建模示意图Fig.1 Molding of program MCNP

主要的简化假设为：忽略监督管本身的自屏效应，增加了光子源向外的泄漏量，达到保守的目的；对结构较为复杂的容器底部区域采取屏蔽等效原则进行简化；对可能存在泄漏的部位进行精细几何描述。

由于运输容器为轴对称结构，因此采用环探测器进行结果统计，探测器位置选取容器侧表面及距离表面1 m、2 m处。屏蔽计算结果考虑2倍的安全系数，计算得到容器表面及周围最大剂量率，具体结果如表2所示。

表2 屏蔽计算结果

由表2的计算结果可知，容器表面的剂量当量率为0.012 mSv/h，远低于法规要求的限值[5]，因此该屏蔽厚度的选取是可行的；距离容器表面1 m处的剂量率为6.28×10-4mSv/h，因此其运输指数为0.1，根据货包分级标准[5]，该货包设计为Ⅱ级(黄)。

2 运输容器结构设计

2.1 结构概述

某核电站辐照监督管输容器主要由容器本体、减震器及紧固件等组成，减震器在连接法兰处通过螺栓与容器本体相连接。容器结构如图2所示。

图2 运输容器示意图Fig.2 Scheme of transport vessel

其中，容器本体主体材料均为60Cr19Ni10，主要由内壳、外壳、上下封头、上下端塞、上下连接法兰、密封圈、吊桶、旋转阀门组件、钢丝绳及其引管、加强圈、紧固件及铅屏蔽等组成。内、外壳与上封头分别采用焊接连接；上、下端塞与上、下封头分别采用螺栓连接，并采用密封圈进行密封；吊桶为圆筒形结构，材质为铝，辐照监督管装载于吊桶内，吊桶内设有橡胶防震套；钢丝绳引管两端分别与内壳及上封头焊接；钢丝绳密封塞在上封头通过螺纹拧紧密封；下封头处设有两个排水孔，排水孔用螺钉密封；旋转阀门内部浇铸铅，以保证容器轴向屏蔽，其手柄可随时进行拆装，运输时为拆卸状态。容器本体结构如图3所示。

图3 容器本体示意图Fig.3 Scheme of main body of vessel

2.2 结构分析

(1)满足核电厂现场及检验热室现场的操作要求

某核电站辐照监督管切割提取设备要求其向运输容器内的装载操作为竖直方向，且满足提取设备最大外形尺寸要求。为便于容器的竖直吊运并防止容器发生倾倒，本运输容器配有专用吊具及防倒支架，其结构如图4所示。容器上部开孔尺寸大于提取设备最大外形尺寸，且设有锥形段结构，利于辐照监督管的竖直装载操作。

图4 吊具及防倒支架结构示意图Fig.4 Spreader and anti-inversion bracket

另外，本运输容器充分满足检验热室现场的操作要求，操作流程如下：首先拆除减震器，并将其竖直吊入热室顶部房间；打开热室顶部的旋转门并拆下容器下端塞，随后转动容器旋转阀门组件，将辐照监督管与吊桶一起通过容器旋转阀门及热室顶部旋转门，由钢丝绳缓缓吊入热室内；在热室内再将辐照监督管从吊桶中取出进行试验。操作流程如图5所示。该操作流程满足检验热室现场的操作要求，且旋转阀门的设计最大程度降低了辐照监督管对周围操作人员的放射性危害。

(2)满足强度及屏蔽性能要求

如图6所示，容器设有内、外加强圈结构。其中，内加强圈能够充分提高容器整体强度，并对内部铅屏蔽层起固定作用。由于不锈钢的屏蔽性能低于铅，内加强圈设计为多孔的孔板结构，以避免大幅度降低该位置的屏蔽性能。外加强圈为厚壁不锈钢板，可以进一步弥补加强圈处屏蔽性能的丧失，同时在容器的水平运输过程中，外加强圈对容器外壁起到很好的加强作用。

另外，如图2所示，在运输过程中，容器两端装有减震器，减震器的翅片结构能够对容器跌落时进行缓冲，充分避免包容边界发生破坏。跌落工况下的力学分析将在下文中得到阐述。

图5 辐照监督管取出流程示意图Fig.5 Taking-out process ofirradiation monitoring pipe

图6 内、外加强圈示意图Fig.6 Internal and external reinforcing rings

(3)满足辐照监督管的可靠固定要求

辐照监督管被装载于运输容器吊桶内部，吊桶为圆筒形结构，材质为铝。为保证运输中监督管不致损坏，吊桶内设置橡胶防震套，其结构尺寸与辐照监督管配合(间隙约为1 mm)，以保证监督管在运输过程中不会有大的震动和撞击，容器上端塞下部设有橡胶垫，辐照监督管通过该橡胶垫被压紧于吊桶内。

3 运输容器力学分析

根据规范要求[5]，本运输容器在研制过程中进行了1.2 m自由下落试验的有限元分析，并进行了详细的力学评价，鉴于容器主体材料均为金属材料，故采用弹塑性模型[6]。为确定容器的跌落姿态，分别对容器的竖直跌落姿态、水平跌落姿态、15°跌落姿态及角跌落姿态进行了有限元分析，各姿态跌落后的变形状态如图7所示。

分析结果显示，各跌落姿态下容器本体均未发生明显变形，而减震器均发生不同程度的变形，其中水平跌落姿态为容器包容边界变形最大且受力最大的跌落姿态，且其评定结果能够满足规范要求[7]。具体计算值和评定限值如表3所示。

图7 跌落后的变形状态Fig.7 Deformation state after falling

表3 计算值及评定限值

4 安全验证试验

源项及屏蔽计算结果显示，本运输容器的货包类型为A型Ⅱ级(黄)，根据规范规定及使用要求，需对容器进行贯穿试验和自由下落试验。

贯穿试验采用一根直径为3.2 cm、一端呈半球形、质量为6 kg的棒自由下落至容器表面最薄弱部分的中心部位，下落高度为1 m。试验结果显示，贯穿棒在容器本体外壳表面造成直径9 mm的浅撞击痕迹，对运输容器的正常使用无影响。

自由下落试验要求容器在1.2 m高度水平自由下落至试验用水平面靶。试验结果显示，容器两端减震器发生小幅度弯曲变形，容器本体未发现变形和损伤，内部辐照监督管可正常取出。

安全验证试验前后分别将放射源均匀布置在容器内腔，检测运输容器各方向表面辐射水平及距离容器表面1 m处的辐射水平。测量结果表明，试验前后辐射水平未有显著差异，剂量率变化未超过20%，符合规范要求[5]。

以上试验结果表明，运输容器的贯穿试验及1.2 m自由下落试验未破坏运输容器的屏蔽性能，达到了设计要求。

5 结论

本文根据某核电厂提供的辐照监督管运输容器的设计参数，结合源项屏蔽计算及力学分析评定结果，同时考虑容器在某核电厂现场和检验热室现场的使用要求，研制了既能保证运输安全又能满足操作要求的辐照监督管运输容器。

相关结构分析及安全验证试验的结果表明，该运输容器能够满足运输安全要求并能可靠实现操作使用功能。

与其他结构形式的运输容器相比，该运输容器可在热室顶部直接将辐照监督管卸至热室内进行切割检验，从而有效降低了对操作人员产生的放射性危害。

目前，该运输容器已完成某核电厂首根压力容器辐照监督管的装载及安全运输，并已抵达检验热室完成了相关检验工作。