高燃耗乏燃料運輸容器結構設計研究

殷 勇，李其朋，馬慶俊

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

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高燃耗乏燃料運輸容器結構設計研究

殷 勇，李其朋，馬慶俊

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

隨著中國壓水堆核電站核燃料燃耗不斷增加，高燃耗乏燃料運輸容器在燃料后端物流中必不可少。本文介紹了高燃耗乏燃料運輸容器的結構設計要求、結構特點、功能和性能參數；詳細闡述了乏燃料運輸容器滿足各種工況下的結構強度要求。通過數值分析和相應試驗，論證高燃耗乏燃料運輸容器結構設計的合理性及結構安全分析方法的正確性，驗證該設計能夠滿足放射性物質運輸標準要求。

乏燃料；運輸容器；結構設計；強度分析

截至2016年2月，中國大陸運行的核電機組30臺，總裝機容量2831萬千瓦，在建的核電機組24臺，總裝機容量2672萬千瓦。截至2013年底，中國大陸已累計產生了乏燃料約2400tHM，并且每年按約350tHM的速度遞增。根據國防科工局統計，預計到2020年我國核電廠累計產生的乏燃料將達9000tHM，每年產生量約1300tHM；2030年將達19500tHM，每年產生量約2000tHM；我國乏燃料的產生量呈快速增長態勢[1]。核電廠的乏燃料水池通常只能滿足反應堆正常運行10～20年卸出的乏燃料貯存需求，之后需要將乏燃料外運。我國大陸目前僅大亞灣核電廠兩臺機組開展了乏燃料外運工作，每年外運4罐。自2003年始至2012年年底大亞灣核電廠已累計外運了800多組乏燃料。隨著越來越多的機組投運和各機組乏燃料貯存量增加，乏燃料的外運量將大幅增加。乏燃料的后端物流對核工業整體運營的安全、高效和經濟性起了非常重要的作用，而乏燃料運輸容器作為后端物流系統中的關鍵設備，能很大程度地影響整個物流系統的性能。

1 設計要求

乏燃料運輸容器的設計需考慮燃料組件特性及接口，核電廠操作廠房條件和設備接口、運輸模式及物流設施接口、接收廠房條件及設備接口等要求，并符合國內放射性物質運輸相關法律、法規和標準。

a.燃料組件

需滿足目前壓水堆核電站使用的AFA-2G、AFA-3G和AFA-3GAA型燃料組件，以初始富集度為4.5%，最大燃耗深度為57000MW·d/tU，冷卻時間為5年為基準計算的衰變熱及輻射源強。

圖1 高燃耗乏燃料運輸容器結構示意圖Fig. 1 Structure of high burnup spent fuel transport cask

b.核電廠接口

需滿足CPR1000機組Kx廠房結構及操作吊車的限制要求，包括廠房空間布局、130t廠房吊車、廠房環境條件、輔助吊車及裝罐池中水的特性。

c.燃料接收廠房

需滿足乏燃料接收廠房結構及操作吊車的限制要求，包括乏燃料運輸容器卸載池、乏燃料運輸容器冷卻池、乏燃料運輸容器清洗池和乏燃料運輸容器臨時貯存區域、提升吊車以及水、電、氣接口。

d.運輸要求

運輸方式優先選用公路運輸，采用拖車等方式運輸至燃料接收廠房，后期可考慮公、海、鐵組合聯運方式；相關尺寸需滿足公路用車的尺寸、軸負載和重量的限制要求。

e.功能要求

在滿足外部接口條件及尺寸、重量限制條件下，盡可能多地裝載乏燃料組件，并包容放射性物質使其泄漏率低于限值、屏蔽放射性使得容器表面劑量率低于限值、保持乏燃料組件一直處于次臨界狀態。

f.放射性物質運輸標準要求

在乏燃料運輸容器滿載(包含乏燃料)運輸過程中，容器需要滿足如下輻射劑量限制要求：在常規運輸情況下，乏燃料運輸容器的外表面的任何一點，最大輻射劑量率不能超過2mSv/h。在常規運輸情況下，距乏燃料運輸容器的外表面2m處，最大輻射劑量率不能超過0.1mSv/h。

乏燃料運輸容器運輸過程中，乏燃料組件在容器內溫度不高于400℃。沒有日照的情況下，乏燃料運輸容器運輸過程中，任何包裝可達表面的溫度不能超過85℃[2]。

2 運輸容器結構

高燃耗乏燃料運輸容器屬于一類放射性物質運輸設備。其設計和試驗需滿足GB 11806—2004《放射性物質安全運輸規程》標準；其結構設計需依據各部件的安全等級，參照ASME的相應章節完成。高燃耗乏燃料運輸容器主要由前、后減震器組件(后稱減震器)，容器本體，吊籃組件，中子屏蔽體等組成，其結構如圖1所示。

減震器安裝在容器兩端，用于吸收正常運輸和事故工況下的沖擊能量，減震器為包容邊界的密封和臨界控制起重要作用。減震器的主要減震材料是杉木和輕木，外部包覆不銹鋼板。減震器外徑Φ3m多，高1m多，包覆容器的深度為0.5m。每個減震器用減震器螺栓與容器本體相連，減震器螺栓配有擰緊螺母和防松螺母。容器本體由容器外蓋、容器內蓋、密封組件、容器內外筒體、鉛屏蔽層、容器底板、中子屏蔽材料及散熱翅片等構成。容器筒體、容器底板、內蓋、內蓋孔蓋及其密封組件構成了放射性包容邊界。在正常運輸條件和運輸事故條件下都必須保證包容邊界的密閉性，其任何單一故障都會導致放射性物質從邊界處泄漏，容器外蓋是密封的冗余設置。鉛屏蔽層和金屬筒體、內外蓋以及容器底板等共同屏蔽伽馬射線，其中鉛屏蔽層起主要作用。中子屏蔽體用于降低容器外的中子劑量率，由含慢化作用的元素組分、碳化硼、耐火材料及固化劑等組成。吊籃組件在操作和運輸過程中支承燃料組件，其內含中子吸收材料并保證乏燃料組件維持次臨界狀態，吊籃最多能夠裝運26組乏燃料組件。

3 主要特性參數

高燃耗乏燃料運輸容器主要特性參數如表1 所示。

表1 運輸容器主要特性參數

4 結構強度評價

為了滿足《放射性物質安全運輸規程》要求，根據放射性物品運輸容器設計安全評價要求，結構強度評價需包括：貨包的提升和栓系準則，正常運輸條件下貨包的安全，運輸事故條件下的貨包安全等。高燃耗乏燃料運輸容器均通過理論計算和有限元結合的計算方法分析了提升貨包和內外蓋等裝置均滿足ANSI N14.6《special lifting devices for shipping containers weighing 10000pounds (4500kg) or more》的要求。正常運輸條件下通過有限元計算，并且根據運輸規程的要求設計了比例容器進行跌落試驗驗證。正常運輸條件下需考慮貨包的受熱、受冷、外壓的減小、外壓的增加、振動、噴水試驗、自由下落、角下落、堆積試驗、貫穿等各種組合下的分析計算。正常運輸條件下的載荷組合見表2所示，其中受熱需考慮包絡的最大熱負荷在整個容器中的熱分布并將其映射到整個模型[3]。

表2 正常運輸條件和運輸事故條件下的載荷組合(部分)

正常運輸條件下運輸容器應力應符合ASME III的要求，乏燃料容器的力學準則如下：

(1)Pm≤1.0Sm(其中：Pm為薄膜應力，Sm為材料許用強度)；

(2)Pm+Pb≤1.5Sm(其中：Pm為薄膜應力，Pb為彎曲應力)。

運輸事故條件下運輸容器應力應符合ASME III的要求，乏燃料容器力學的準則如下：

(1)Pm≤min{0.7Su，2.4Sm}；

(2)Pm+Pb≤min{1.0Su，3.6Sm}；(其中Su為材料極限強度，Sm為材料許用強度)。

在乏燃料運輸容器結構設計中，絕大部分結構采用焊接連接方式，在有限元分析中處理成共節點。而在容器計算溫度分布和熱應力時，各部件之間的接觸，采用三維面面接觸單元，具體的以TARGE 170和CONTA 174單元作為接觸對來建模。這些接觸對主要為：(1) 鉛層與容器內、外殼之間的接觸；(2) NS-4-FR材料層與下端封頭內、外蓋板之間的接觸；(3) NS-4-FR材料層與上端內蓋之間的接觸；(4) 內蓋上表面與外蓋下表面之間的接觸；(5) 內蓋與上部鍛件之間的接觸；(6) 外蓋與上部鍛件表面之間的接觸；(7) 緩沖塊與罐體上、下表面之間的接觸。通過選擇合適的接觸(或罰)剛度因子以及穿透容差因子使計算收斂并且穿透較小。在有限元模型中，容器各個部分主要采用SOLID70實體單元，此三維單元模型是在二維網格基礎上繞軸旋轉180°而成，有限元模型如圖2所示。為了保證計算的準確性，在離跌落碰撞較近的區間適當增加網格密度。容器內、外蓋的螺栓采用BEAM4梁單元(可用于承受拉、壓、彎、扭的三維彈性梁單元)建模。

圖2 運輸容器有限元模型及網格劃分Fig. 2 Finite element model of transport containers and grid division

在給整個容器施加跌落時的反彈作用力之前還需計算跌落時的反彈加速度，并以整體反彈加速度值施加到整個模型中去計算各部件在該跌落下的應力分布。在施加初始條件時還需施加保證各種工況下的內蓋、外蓋密封要求的螺栓密封預緊力。容器金屬材料參數采用ASME及相關材料數據。減震器木材中紅木和輕木參數為實驗測試值，力學數據如圖3、圖4 所示。

圖 3a) 紅木順紋方向應力-應變曲線 Fig. 3 a) Stress-strain curves in the direction of mahogany圖 3b) 紅木橫紋方向應力-應變曲線Fig. 3b) Stress-strain curve in the direction of mahogany

圖4 輕木順紋、橫紋方向應力-應變曲線Fig.4 Stress-strain curve of gravure and stripes

根據以上有限元模型，計算分析各工況的應力，各條件下應力提取截面位置如圖5所示。計算結果均滿足要求。以運輸事故條件下1m擊穿外筒體中部計算結果為例，計算模型如圖6 所示，選取外筒體應力云圖如圖7所示，最大應力為285MPa，滿足應力強度要求。

圖5 應力提取截面位置示意圖Fig. 5 Schematic of the stress extraction section

圖 6 1m擊穿外筒體中部有限元模型Fig. 6 Finite element model of 1m strikes of the middle part of the outer cylinder

圖7 1m擊穿外筒體中部外筒體應力云圖Fig.7 Stress cloud of the outer cylinder at 1m strikes of the middle of the outer cylinder

5 結論

高燃耗乏燃料運輸容器滿足乏燃料運輸，安全性和可靠性的要求極高，結構設計復雜，結構安全性分析工況較多。相比選用不銹鋼作為主體材料而言，運輸容器通過選用低合金鋼作為主體材料，其結構強度高、衰變熱導出能力更佳，能滿足高燃耗乏燃料運輸的高要求，并且提高了其經濟性。通過對設計的運輸容器在正常運輸條件和事故運輸條件各個工況的有限元分析計算，驗證此設計結果均滿足相應標準要求。

[1] 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.

[2] 放射性物質安全運輸規程：GB 11806—2004[S].

[3] Yu mei, Jiang Yang, et al. Thermal analysis on NAC-STC spent fuel transport cask under different transport conditions[J]. Nuclear Engineering and Design, 2013, 265:682-690.

Study on the Structural Design of High Burnup Spent Fuel Transport Cask

YIN Yong, LI Qi-peng, MA Qing-jun

(China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzhen 518124, China)

With the continuous increasing of the amount of spent fuel assemblies in China, the high burnup spent fuel transport cask is indispensable. The design requirements, structural characters, function and performance parameters are introduced, and the structural strength which meet the requirements in different conditions are also elaborated in this paper. Through the numerical analysis and the correlative experiments, the structural design is reasonable and the analysis method is certificated, the design can meet the standards of the radioactive material transport.

Spent fuel; Transport cask; Structural design; Strength analysis

2016-09-29

殷 勇(1970—)，男，高級工程師，目前主要從事核電站核級設備研發和國產化供貨工作

TL93+2.1

A

0258-0918(2017)02-0308-06