核燃料组件运输容器应用现状概述

孙谦，庄大杰，孙洪超，张煜航，王学新，徐潇潇，李国强

核燃料组件运输容器应用现状概述

孙谦，庄大杰，孙洪超，张煜航，王学新，徐潇潇，李国强

（中国辐射防护研究院，太原 030006）

充分了解国内外核燃料组件运输容器的主要应用现状，通过对照国外发展经验，为更好地实现国内运输容器自主化发展提出意见建议。调研和分析国际上主要核大国代表性核燃料组件运输容器的技术现状，以及国内容器的研发、应用状况，梳理了自主化发展中仍需改进的方向。国际上主要核大国利用核能技术较早，均已针对本国的反应堆技术开发了成熟的运输容器产品，相比之下，目前国内在引进和吸收国外先进技术的基础上，也已逐渐实现了部分核燃料组件运输容器的国产化，并针对高温气冷堆开发了新型运输容器。建议注重核燃料组件运输容器的系列化发展，增加攻克关键技术的投入，继续推进容器设计评价软件开发与试验验证平台的建设。

核燃料组件；运输容器；容器设计；自主化发展

核燃料组件作为核反应堆中提供能量的部件，主要包括2种：将天然六氟化铀进行富集，或直接加工成为核燃料组件；通过后处理流程，将乏燃料加工成为MOX新燃料。核燃料组件运输容器是实现核燃料组件从元件制造厂到反应堆安全转移，保障运输过程中内容物结构完整、临界安全和货包屏蔽性能满足标准要求的关键设备。我国商用核电站分布于沿海地区，元件制造厂地处内陆，核燃料组件运输路程较长、路况复杂，因此高质量的核燃料组件运输容器极为重要。

随着我国核能产业的快速发展，核电装机总量不断增加，新燃料运输需求增加，同时也对核燃料组件运输容器性能提出了更高要求。截至2020年底，我国大陆运行的核电机组共有49台，额定装机容量为5 102.716万kW，在建机组16台。《中华人民共和国国民经济和社会发展第十四个五年规划和2035年远景目标纲要》[1]指出，到2025年我国核电运行装机容量达到7 000万kW。

1 核燃料组件运输容器简介

核燃料组件运输容器用于装载未经辐照、未发生核链式反应的燃料组件，能够满足放射性危险货物安全运输的要求[2]。运输容器应确保具有足够的刚度，主要由外部支撑部件和包容结构、减震器、托架、吊耳等部件构成。其中，减震器用于减缓核燃料组件在运输过程中受到的振动、冲击等，材质通常为橡胶、木材等。考虑到新燃料组件辐射水平通常较低，因此运输容器一般不需要设置专门的γ射线屏蔽层。为满足在运输过程中对核燃料组件加速度监测的需求，运输容器内部还可安装加速度计。

根据我国《放射性物品分类和名录》（修订征求意见稿）[3]的规定，反应堆新燃料属于一类放射性物品，装载该内容物的运输容器多属于AF型货包。国际原子能机构（IAEA）发布的《放射性物质安全运输条理》（SSR–6）对运输容器的设计作出了推荐规定，我国也基于此制定了《放射性物品安全运输规程》（GB 11806—2019）[4]。除此之外，我国《压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件》（NB/T 20184—2012）[2]从行业标准的角度对压水堆核电厂新燃料组件运输容器的设计、制造、试验和运输提出技术要求。在我国，新设计的核燃料组件运输容器须满足GB 11806的要求，经受正常运输条件和运输事故条件下的安全验证试验，包括自由下落试验、耐热试验、水泄漏试验等，最终获得我国核安全监管部门的设计与制造许可后，方可申请运输。

2 国外技术现状

相较于国内，国际上主要核大国核能产业发展较早，在新燃料运输方面经验丰富，且部分容器在国际上应用广泛。当前，我国也引进了一部分国外进口运输容器用于核燃料组件运输，主要来自法国、美国、俄罗斯等国家。进口容器均适配于国外引进的反应堆燃料组件，例如VVER–1000堆燃料组件运输容器由俄罗斯设计，M310堆燃料组件运输容器由法国设计等[5]。

2.1 主要核大国的代表性运输容器

2.1.1 法国

法国是国际上核电大国，全国约70%的电力来自核能发电，核电装机容量达61 370 MW。在法国国内，每年大约有100～120次以公路方式运输新燃料组件以及20～30次以铁路方式运输新燃料组件[6]。为满足新燃料组件安全运输的要求，法国主管部门批准了FCC3型和FCC4型运输容器，属于IP2型货包，容器见图1[8]。国内台山核电站引进法国第3代核电EPR技术，同时引进了法国TN International公司设计、生产的FCC4–V1型运输容器用于新燃料运输[7]，该容器运输指数为0.6。

图1 FCC3型和FCC4型运输容器

在MOX新燃料组件运输方面，早期法国采用FS65、FS69型运输容器装运，其中FS65仅能装载1组PWR燃料组件或2组BWR燃料组件，FS69仅能装载2组燃料组件。考虑到容器容量较小，运输经济性差，TN international公司设计研发了MX6、MX8 2种新型MOX燃料组件运输容器[9]，容器结构见图2。MX6和MX8型运输容器属于B(U)F型货包，主要由内部燃料篮和外部容器体组成。外部容器体为双层钢结构，外层能够提供足够的机械强度，内层作为安全壳，内外层之间填充有中子屏蔽树脂和散热铜片。容器两端固定有直径较大的木材减震器，保护容器在冲击事故条件下的完整性。为降低容器装卸过程中对人员的辐射影响，设计和开发了屏蔽板。MX6运输容器能够装载6组PWR燃料组件或16组BWR燃料组件，MX8运输容器能够装载8组燃料组件，大大提高了内容物装载量，目前在法国、德国、瑞士等国家使用。

图2 MX6型和MX8型运输容器

2.1.2 美国

美国作为世界上最大核能发电国，核能发电量占全球核电的30%，装机容量为95 523 MW[10]。在美国国内，用于装运未经辐照的新燃料组件的运输容器均依据10CFR第71部分，经美国NRC批准为A(F)或B(F)型货包，且均采用卡车运输的方式。美国境内装运BWR新燃料组件采用TNB1型，SP1、2、3型运输容器，装运PWR新燃料组件采用MAP12/13型、Traveller运输容器等[8]。

以TNB1型运输容器[11]为例，该容器在美国被批准装运2种BWR新燃料组件，且235U富集度不大于5%。该运输容器外形为矩形，由内、外两部分构成，内容器设置有隔热板和泡沫聚乙烯缓冲板，外容器为一个覆盖着钢板的角框架，TNB1型运输容器结构见图3。

美国西屋公司设计了Traveller系列运输容器装运PWR燃料组件，该容器具有标准（STD）、XL和VVER 3个版本[11]，在美国境内其装载富集度授权为235U的富集度≤5%，容器结构见图4。该运输容器为圆柱形外筒与矩形箱体内筒构成的管状结构，并设置有聚氯乙烯慢化块和中子吸收板用于控制临界状态。国内早期为满足AP1000堆新燃料组件的运输需求，三门核电引进了美国西屋公司设计、美国哥伦比亚高科技公司制造的Traveller XL型燃料组件运输容器[12]。该运输容器外筒与内筒间填充有硬质聚氨酯泡沫，构成“钢—泡沫塑料—钢”结构，运输指数为0.2，临界安全指数为0.7。XL版本运输容器的内筒尺寸较长，能够同时满足装载较长和横截面较大核燃料组件的要求，可以通过添加铝垫块的方法来装载长度较短的核燃料组件，装载横截面较小的核燃料组件时可以在V型定位板中添加组件垫圈。

图3 TNB1型运输容器示意图

图4 Traveller型标准版本容器

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

2.1.3 俄罗斯

作为较早利用核能的国家，俄罗斯正在稳步推进核能技术的发展，包括开发新的反应堆技术[13]。在俄罗斯国内，早期采用TK–C5型运输容器运输VVER–1000型新燃料组件，并能够用于航空运输[14]，容器结构见图5。该容器于1993年获得俄方设计批准，按照IAEA–85 Regulations对B（F）型货包的设计要求，完成了正常运输条件（喷淋、1.2 m自由下落、堆积、落棒试验）和运输事故条件（9 m自由下落、贯穿、压碎、火烧、水浸没试验）下的验证试验。在TK–C5型运输容器的基础上，俄罗斯做过多次设计升级。例如，为满足IAEA对航空运输货包新的设计要求，2001年TK–C5型运输容器设计更新为TK–C5–B型。更新后的运输容器适用于所有运输方式，能够满足速度为90 m/s的冲击试验和60 min火烧试验（800 ℃以上）的要求。

图5 TK–C5型运输容器

在国内，田湾核电站先后引进了TK–C5型、TK–C5–M型核燃料组件运输容器[15]，用于VVER–1000型反应堆TVS–2M燃料组件的运输，均由俄罗斯新西伯利亚化学浓缩物厂设计和制造[16]。TK–C5–M型燃料组件运输容器是TK–C5型运输容器的改进版，运输指数为0.3。该容器结构相对简单，外壳为2个钢管的焊接结构，顶部和底部设有支架和定位孔等，便于固定和堆码，容器没有设置中子屏蔽层，因此单个容器的临界安全指数较高（CSI值为8.34）。由于容器没有缓震结构，为了保证核燃料组件安全，容器须安装在特制的缓震装置上进行运输。

除此之外，俄罗斯也开发了多种用于装运研究堆新燃料组件的运输容器。为运输RA、RB试验反应堆的TWR–S型燃料组件，俄罗斯设计开发了TK–S16型运输容器[17-18]。该容器由双层钢制外壳和盖子组成，能够装载235U富集度最高为80%的新燃料组件。国内引进了TK–C57型运输容器开展实验快堆新燃料的运输，该容器由俄罗斯开放式股份公司机器制造厂设计和制造，装载富集度不大于65%，运输指数小于10，临界安全指数为1[19-20]。

2.2 小结

1）美、法、俄等主要核电大国利用核能技术较早，已针对各自掌握的反应堆技术研制和形成了技术成熟的核燃料组件运输容器产品。

2）美国按照A(F)或B(F)型货包的要求进行核燃料组件运输容器设计，在力学、临界安全等方面的考虑更充分，而俄罗斯TK–C5型、TK–C5–M型等运输容器结构相对简单，没有进行临界安全、减震等方面的设计。

3）国外核燃料组件运输容器装载兼容性和系列化程度较高。

3 国内技术现状

近些年，为满足我国新燃料组件运量增加的需求，国内自主设计了多款新燃料组件运输容器，取得了审管部门的设计、制造许可，适用于装载盖压水堆、高温气冷堆、研究堆等新燃料组件。

3.1 国内代表性运输容器

3.1.1 中国核电工程有限公司

中国核电工程有限公司在放射性物品运输容器的设计方面积累了丰富经验，成功研制了RY–I型、“龙舟–CNSC”等技术难度较大的乏燃料运输容器[21]。在核燃料组件运输容器设计方面，针对国内应用较多的压水堆，中国核电工程有限公司与中核建中核燃料元件有限公司共同设计研发了CNFC–3G燃料组件运输容器[15]。该运输容器主要由外壳、内件和撑杆等部件构成，使用硼不锈钢304B7作为中子吸收材料，能够装载2组AFA3G、CF或STEP–12型新燃料组件，运输指数为0.5，临界安全指数为0[22-23]。西安核设备有限公司取得了CNFC–3G燃料组件运输容器制造方法的发明专利[24]，实现了该设备的自主制造，达到降低成本、提高制造水平的目的。

在此基础上，中国核电工程公司设计了用于装载FA300新燃料组件的CNFC–300燃料组件运输容器。该容器与CNFC–3G燃料组件运输容器结构、材料、外形尺寸相似，运输指数为0.3[25]。CNFC–3G和CNFC–300燃料组件运输容器均采用标准集装架进行栓系和运输，能够满足公路和铁路安全运输的要求。

高温气冷堆作为我国掌握的新一代核电技术，具有广阔的应用前景。为满足国内运输需求，中国核电工程公司自主设计了适用于装运高温气冷堆燃料组件的CNFC–HTR燃料组件运输容器[26]。该容器主要由外容器、内容器、吊篮和集束管组成，容器结构见图6。考虑到运输过程中振动和火烧事故可能对核燃料组件造成的影响，外容器采用了不锈钢填充硬质聚氨酯泡沫的结构，起到减震阻燃的作用。为了保证运输过程中核燃料组件的临界安全，在吊篮外层设置了铝基中子吸收材料[27-28]。

图6 CNFC–HTR燃料组件运输容器

3.1.2 中广核研究院

中广核研究院有限公司作为中国广核集团的企业技术中心，自主设计研发了适用于装载压水堆STEP–12系列和AFA 3G系列新燃料组件的ANT–12A型燃料组件运输容器[29]。运输容器主要由上壳体、下壳体、浮床和门组件构成。其中上、下壳体均为双层结构，主体材料为SA–240M 304不锈钢，并填充纳米孔复合绝热毡作为隔热材料，浮床的主要材料为SA–479M 304不锈钢。为减轻运输过程中产生的振动和碰撞，容器上壳体和浮床处分别安装有轻木材料减震器和橡胶减震器，并采用铝基碳化硼作为中子吸收材料来保证临界安全。

3.1.3 上海核工程研究设计院有限公司

上海核工程研究设计院有限公司于2017年完成了AP1000燃料组件装运容器——STC–NF1A燃料组件运输容器的国产化设计[30]，该容器主体结构材料为304不锈钢和6000系列铝合金，能够装载一组改进型RFA–XL型新燃料组件（235U富集度≤4.95%），类型为A（F）型。2018年南通中集能源装备有限公司取得了STC–NF1A燃料组件运输容器的制造许可，2019年完成了首批运输容器的制造，并配合容器使用单位开展了道路运输试验、加速度试验、淋雨试验等多种试验，最终确认AP1000燃料组件国产化运输容器满足实际道路运输要求[31]。

3.1.4 中国原子能科学研究院

国内除商用核电站反应堆外，还运行着研究堆、实验堆等小型反应堆，其新燃料组件也需要专用的运输容器装载。为满足某实验堆新燃料组件的运输需求，中国原子能科学研究院设计了YJ–1型运输容器[32]。该容器为箱式结构[33]，主要由外壳和内部材料组成，外壳的箱盖和箱体通过M16螺栓连接，内部由隔热材料、软木板和缓冲材料等填充。

针对中国实验快堆（CEFR）使用的混合氧化物MOX新燃料组件，中国原子能科学研究院设计开发了CEFR–MOX新燃料组件运输容器[34]。CEFR–MOX新燃料组件运输容器的结构见图7，容器外形为圆柱形，主要由缓冲器、第1层压紧端盖、第2层压紧端盖、筒体组件和中间贯穿件5个部分构成，主体材料为16MnDR和16MnD[35]。由于CEFR–MOX新燃料组件的富集度和放射性活度较高，根据《放射性物品分类和名录》的规定，装载了该燃料组件的运输容器属于B(U)F型货包，该容器也经受了GB 11806要求的相关验证试验[36]。

3.1.5 核燃料组件运输容器的主要安全问题

依据GB 11806的要求，核燃料组件运输容器在设计时须具备能够承受一定堆积压力荷载的能力。在运输条件下，考虑到临界和运输安全要求，核燃料组件运输容器须采用专用的栓系方式在车辆上进行固定，控制容器的堆码形式和间距，确保货包在运输过程中不会发生位移。

1.缓冲器；2.第1层压紧端盖；3.第2层压紧端盖；4.筒体组件；5.中间贯穿件。

为确保栓系强度及吊装操作的便捷，核燃料组件运输容器通常在合适的位置设计有吊耳，并按照一定的安全裕度进行验证。运输容器在投入使用后，需要定期开展维修维护和安全性能评价工作，确保吊耳没有变形、扭曲和裂纹发生，以保证吊耳强度满足安全吊装要求。

除此之外，核燃料组件运输容器在运输中还需满足IAEA《放射性物质安全运输规程咨询材料》推荐的加速度设计要求，因此为减轻运输过程中产生的振动，核燃料组件运输容器多使用橡胶、木材等进行减震设计，否则必须配备专用的缓冲装置进行运输。

核燃料组件运输容器装载的未经辐照的核燃料组件，主要由UO2芯块制成，其射线能量较弱，辐射水平相对较低，因此核燃料组件运输容器通常不需要设置专门的辐射屏蔽层，主要利用钢制外壳起到一定的屏蔽作用。核燃料组件运输容器的运输指数较小，因此在运输活动中对人员和环境的辐射影响相对较小。

在临界安全方面，核燃料组件运输容器通常设置中子吸收层来保证临界安全，使得单个容器的临界安全指数尽量低。GB 11806规定，非独家使用的单个车辆上装载货包的临界安全指数总和不超过50，若单个容器的临界安全指数过大，则会在一定程度上增加运输难度。建议增加对容器临界安全设计的考虑，使得单个容器临界安全指数尽量小，便于运输时增加单个车辆中容器的装载数量，提高运输经济性。

3.2 国内容器设计计算与试验能力

与核大国相比我国核能产业发展较晚，因此早期国内使用的核燃料组件运输容器均由国外引进。近些年，在消化吸收国外技术的基础上实现了部分型号燃料组件运输容器的自主化发展，这得益于放射性物品运输容器设计和计算能力的提高，以及相关试验平台的建设。

3.2.1 设计计算能力发展

核燃料组件运输容器设计主要包括结构安全设计、热工安全设计、临界安全设计等方面。在结构安全设计方面，国内运输容器设计单位通常采用ANSYS/LS– DYNA、ABAQUS等成熟的商用有限元分析软件进行运输容器建模[37-38]，分析和评价力学试验对运输容器造成的影响。仿真计算的结果还能够确定造成容器变形量最大的跌落角度[39]，作为开展角下落试验的下落姿态，能够极大地节省试验资源。CFX、FLUENT等流体力学计算软件被用于放射性物品容器的热工安全分析[40-41]，分析计算GB 11806要求的正常运输及运输事故条件下容器的温度场分布，确定各部分工作温度是否满足许用限值。为节约计算资源，在考虑运输容器结构对称性的前提下，可以采用对容器一定比例扇区进行建模的方法进行热工分析[42]。

在容器临界安全设计方面，国内多采用蒙特卡洛方法进行计算分析[43]，还可通过可视化软件获得模型的集合图像。目前，西安交通大学核工程计算物理实验室研发了蒙特卡洛–确定论耦合粒子输运计算软件NECP–MCX[44-45]，其计算精度与国外同类软件相当，在屏蔽深穿透问题方面的计算效率更高，有效地推动了临界安全计算软件的自主化发展。

3.2.2 试验平台建设

根据GB 11806的要求，放射性物品运输容器的验证试验主要包括力学试验、耐热试验、水浸没试验、堆积试验、密封试验等，我国相关单位已具备了满足B型货包安全试验验证要求的能力。中国辐射防护研究院[46-48]具有开展130 t容器力学试验的能力，具备150 kPa水浸没试验和2 MPa强化水浸没试验的条件，已承担了新燃料组件、放射源、六氟化铀、乏燃料等多种运输容器的设计取证和试验评价任务，并在国内首次完成了大型放射性物品运输容器原型样机的力学试验。

3.3 小结

1）我国已经掌握了国内部分型号压水堆、小型堆燃料组件运输容器的设计、制造技术，且开发设计了适用于高温气冷堆燃料组件运输的CNFC–HTR运输容器，为我国新一代核电技术的应用和发展提供了保障。

2）我国放射性物品运输容器的仿真计算能力与试验验证平台的建设均得到加强，具备开展B型货包设计与安全评价工作的能力。

4 结语

主要核大国研制核燃料组件运输容器较早，我国早期开展容器设计、制造的能力较弱，但随着核工业的发展，我国已经成功实现了部分燃料组件运输容器的国产化和自主化。综上所述，对我国燃料组件运输容器自主化发展有如下建议。

1）增加容器设计单位之间的交流，增强运输容器的装载兼容性，更好地实现核燃料组件运输容器的系列化发展。

2）重视容器安全评价计算软件的国产化开发，推进更全面的试验验证平台的建设，努力实现运输容器设计与安全评价的完全自主化。

3）针对新一代核电技术，增加对相应核燃料组件运输容器的研制投入，研究和攻克关键技术，争取技术领先。

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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

孙谦（1994—），男，硕士，研究实习员，主要研究方向为放射性物品运输安全。

责任编辑：曾钰婵