基于安全分析的乏燃料運輸容器關鍵技術研究.pdf

1、核電作為清潔能源，是綠色發(fā)展的必然選擇。核電安全已成為當前國內外研究的焦點，其中核廢料的運輸與處置是現(xiàn)存的一大技術障礙。特別是在我國，隨著核電應用的快速增長，現(xiàn)役核電站已有大量的乏燃料急待外運和安全處置，新建和籌建核電站的廢料處置也急需妥善規(guī)劃，而國內在大型乏燃料運輸容器設計與制造等方面仍近乎空白。因此，自主開發(fā)大容量和安全可靠的乏燃料運輸容器具有十分重要的現(xiàn)實意義。
　　 本論文針對我國使用的乏燃料類型和特點，通過對國外各種大

2、型乏燃料運輸容器進行分析和比較，依據(jù)國際上乏燃料運輸容器的安全規(guī)定和分析設計方法，初步提出了適合于自主開發(fā)的大型乏燃料運輸容器的類型和總體結構;給出了其結構設計、選材、加工制造和安全分析等的要點;總結出基于安全分析的大型乏燃料運輸容器開發(fā)的關鍵技術。以AFA2G型乏燃料和NAC-STC大型運輸容器為實際計算分析模型，針對其中的臨界安全分析、屏蔽計算、熱工計算和9m跌落模擬等關鍵技術問題進行了詳細研究，主要完成內容和獲得的結論如下:

3、>　　 (1)臨界安全分析:先使用MCNP軟件對簡單體系（單個燃料棒柵元、單根燃料組件、單個燃料組件和套筒三種）在不同的235U初始富集度和不同環(huán)境（不同體積分數(shù)的水）中的臨界進行計算;之后進一步對裝有乏燃料的容器體系在正常運輸情況和事故情況下進行了臨界安全分析。發(fā)現(xiàn)燃料套筒中的中子吸收材料的存在可顯著降低有效增殖因子Keff;容器在水下裝載乏燃料時Keff最大，是臨界安全分析中最危險的情況。
　　 (2)屏蔽計算與分析:首先

4、使用MCNP軟件對容器常用材料的板材進行了252Cf放射源的屏蔽計算，與日本試驗結果進行比較，符合良好，驗證了軟件的適用性;之后用其對容器進行輻射屏蔽計算，分別得出正常情況下容器表面劑量場的分布和事故條件下距容器表面1m處的劑量場分布。在沒有中子屏蔽層包裹的容器兩端側面處，劑量率明顯較大，自主設計時，需要使用減震器對其完全包裹。
　　 (3)熱工計算與分析:使用ANSYS對容器進行簡化，建立有限元模型。對容器在正常運輸情況（環(huán)境

5、溫度為38℃）下進行了穩(wěn)態(tài)溫度場計算;對容器在30分鐘800℃火燒事故進行了瞬態(tài)分析，之后還計算分析了火燒后25小時內容器的溫度場分布。由于容器表面最高溫度131.73℃大于規(guī)定的可接觸表面82℃，所以容器的周圍需設置阻攔或者用殼或箱將其包起來。
　　 (4)9m跌落的應力場分析:先是基于單自由度彈簧模型，根據(jù)能量原理估算出容器在與地面碰撞過程中最大減速度不超過50g。然后使用ANSYS軟件對容器進行了有限元建模，等效靜力學的分