高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

殷 勇，李其朋，马庆俊

(中广核研究院有限公司，广东深圳518124)



高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

殷 勇，李其朋，马庆俊

(中广核研究院有限公司，广东深圳518124)

随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加，高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数；详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验，论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性，验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。

乏燃料；运输容器；结构设计；强度分析

截至2016年2月，中国大陆运行的核电机组30台，总装机容量2831万千瓦，在建的核电机组24台，总装机容量2672万千瓦。截至2013年底，中国大陆已累计产生了乏燃料约2400tHM，并且每年按约350tHM的速度递增。根据国防科工局统计，预计到2020年我国核电厂累计产生的乏燃料将达9000tHM，每年产生量约1300tHM；2030年将达19500tHM，每年产生量约2000tHM；我国乏燃料的产生量呈快速增长态势[1]。核电厂的乏燃料水池通常只能满足反应堆正常运行10～20年卸出的乏燃料贮存需求，之后需要将乏燃料外运。我国大陆目前仅大亚湾核电厂两台机组开展了乏燃料外运工作，每年外运4罐。自2003年始至2012年年底大亚湾核电厂已累计外运了800多组乏燃料。随着越来越多的机组投运和各机组乏燃料贮存量增加，乏燃料的外运量将大幅增加。乏燃料的后端物流对核工业整体运营的安全、高效和经济性起了非常重要的作用，而乏燃料运输容器作为后端物流系统中的关键设备，能很大程度地影响整个物流系统的性能。

1 设计要求

乏燃料运输容器的设计需考虑燃料组件特性及接口，核电厂操作厂房条件和设备接口、运输模式及物流设施接口、接收厂房条件及设备接口等要求，并符合国内放射性物质运输相关法律、法规和标准。

a.燃料组件

需满足目前压水堆核电站使用的AFA-2G、AFA-3G和AFA-3GAA型燃料组件，以初始富集度为4.5%，最大燃耗深度为57000MW·d/tU，冷却时间为5年为基准计算的衰变热及辐射源强。

图1 高燃耗乏燃料运输容器结构示意图Fig. 1 Structure of high burnup spent fuel transport cask

b.核电厂接口

需满足CPR1000机组Kx厂房结构及操作吊车的限制要求，包括厂房空间布局、130t厂房吊车、厂房环境条件、辅助吊车及装罐池中水的特性。

c.燃料接收厂房

需满足乏燃料接收厂房结构及操作吊车的限制要求，包括乏燃料运输容器卸载池、乏燃料运输容器冷却池、乏燃料运输容器清洗池和乏燃料运输容器临时贮存区域、提升吊车以及水、电、气接口。

d.运输要求

运输方式优先选用公路运输，采用拖车等方式运输至燃料接收厂房，后期可考虑公、海、铁组合联运方式；相关尺寸需满足公路用车的尺寸、轴负载和重量的限制要求。

e.功能要求

在满足外部接口条件及尺寸、重量限制条件下，尽可能多地装载乏燃料组件，并包容放射性物质使其泄漏率低于限值、屏蔽放射性使得容器表面剂量率低于限值、保持乏燃料组件一直处于次临界状态。

f.放射性物质运输标准要求

在乏燃料运输容器满载(包含乏燃料)运输过程中，容器需要满足如下辐射剂量限制要求：在常规运输情况下，乏燃料运输容器的外表面的任何一点，最大辐射剂量率不能超过2mSv/h。在常规运输情况下，距乏燃料运输容器的外表面2m处，最大辐射剂量率不能超过0.1mSv/h。

乏燃料运输容器运输过程中，乏燃料组件在容器内温度不高于400℃。没有日照的情况下，乏燃料运输容器运输过程中，任何包装可达表面的温度不能超过85℃[2]。

2 运输容器结构

高燃耗乏燃料运输容器属于一类放射性物质运输设备。其设计和试验需满足GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》标准；其结构设计需依据各部件的安全等级，参照ASME的相应章节完成。高燃耗乏燃料运输容器主要由前、后减震器组件(后称减震器)，容器本体，吊篮组件，中子屏蔽体等组成，其结构如图1所示。

减震器安装在容器两端，用于吸收正常运输和事故工况下的冲击能量，减震器为包容边界的密封和临界控制起重要作用。减震器的主要减震材料是杉木和轻木，外部包覆不锈钢板。减震器外径Φ3m多，高1m多，包覆容器的深度为0.5m。每个减震器用减震器螺栓与容器本体相连，减震器螺栓配有拧紧螺母和防松螺母。容器本体由容器外盖、容器内盖、密封组件、容器内外筒体、铅屏蔽层、容器底板、中子屏蔽材料及散热翅片等构成。容器筒体、容器底板、内盖、内盖孔盖及其密封组件构成了放射性包容边界。在正常运输条件和运输事故条件下都必须保证包容边界的密闭性，其任何单一故障都会导致放射性物质从边界处泄漏，容器外盖是密封的冗余设置。铅屏蔽层和金属筒体、内外盖以及容器底板等共同屏蔽伽马射线，其中铅屏蔽层起主要作用。中子屏蔽体用于降低容器外的中子剂量率，由含慢化作用的元素组分、碳化硼、耐火材料及固化剂等组成。吊篮组件在操作和运输过程中支承燃料组件，其内含中子吸收材料并保证乏燃料组件维持次临界状态，吊篮最多能够装运26组乏燃料组件。

3 主要特性参数

高燃耗乏燃料运输容器主要特性参数如表1 所示。

表1 运输容器主要特性参数

4 结构强度评价

为了满足《放射性物质安全运输规程》要求，根据放射性物品运输容器设计安全评价要求，结构强度评价需包括：货包的提升和栓系准则，正常运输条件下货包的安全，运输事故条件下的货包安全等。高燃耗乏燃料运输容器均通过理论计算和有限元结合的计算方法分析了提升货包和内外盖等装置均满足ANSI N14.6《special lifting devices for shipping containers weighing 10000pounds (4500kg) or more》的要求。正常运输条件下通过有限元计算，并且根据运输规程的要求设计了比例容器进行跌落试验验证。正常运输条件下需考虑货包的受热、受冷、外压的减小、外压的增加、振动、喷水试验、自由下落、角下落、堆积试验、贯穿等各种组合下的分析计算。正常运输条件下的载荷组合见表2所示，其中受热需考虑包络的最大热负荷在整个容器中的热分布并将其映射到整个模型[3]。

表2 正常运输条件和运输事故条件下的载荷组合(部分)

正常运输条件下运输容器应力应符合ASME III的要求，乏燃料容器的力学准则如下：

(1)Pm≤1.0Sm(其中：Pm为薄膜应力，Sm为材料许用强度)；

(2)Pm+Pb≤1.5Sm(其中：Pm为薄膜应力，Pb为弯曲应力)。

运输事故条件下运输容器应力应符合ASME III的要求，乏燃料容器力学的准则如下：

(1)Pm≤min{0.7Su，2.4Sm}；

(2)Pm+Pb≤min{1.0Su，3.6Sm}；(其中Su为材料极限强度，Sm为材料许用强度)。

在乏燃料运输容器结构设计中，绝大部分结构采用焊接连接方式，在有限元分析中处理成共节点。而在容器计算温度分布和热应力时，各部件之间的接触，采用三维面面接触单元，具体的以TARGE 170和CONTA 174单元作为接触对来建模。这些接触对主要为：(1) 铅层与容器内、外壳之间的接触；(2) NS-4-FR材料层与下端封头内、外盖板之间的接触；(3) NS-4-FR材料层与上端内盖之间的接触；(4) 内盖上表面与外盖下表面之间的接触；(5) 内盖与上部锻件之间的接触；(6) 外盖与上部锻件表面之间的接触；(7) 缓冲块与罐体上、下表面之间的接触。通过选择合适的接触(或罚)刚度因子以及穿透容差因子使计算收敛并且穿透较小。在有限元模型中，容器各个部分主要采用SOLID70实体单元，此三维单元模型是在二维网格基础上绕轴旋转180°而成，有限元模型如图2所示。为了保证计算的准确性，在离跌落碰撞较近的区间适当增加网格密度。容器内、外盖的螺栓采用BEAM4梁单元(可用于承受拉、压、弯、扭的三维弹性梁单元)建模。

图2 运输容器有限元模型及网格划分Fig. 2 Finite element model of transport containers and grid division

在给整个容器施加跌落时的反弹作用力之前还需计算跌落时的反弹加速度，并以整体反弹加速度值施加到整个模型中去计算各部件在该跌落下的应力分布。在施加初始条件时还需施加保证各种工况下的内盖、外盖密封要求的螺栓密封预紧力。容器金属材料参数采用ASME及相关材料数据。减震器木材中红木和轻木参数为实验测试值，力学数据如图3、图4 所示。

图 3a) 红木顺纹方向应力-应变曲线 Fig. 3 a) Stress-strain curves in the direction of mahogany图 3b) 红木横纹方向应力-应变曲线Fig. 3b) Stress-strain curve in the direction of mahogany

图4 轻木顺纹、横纹方向应力-应变曲线Fig.4 Stress-strain curve of gravure and stripes

根据以上有限元模型，计算分析各工况的应力，各条件下应力提取截面位置如图5所示。计算结果均满足要求。以运输事故条件下1m击穿外筒体中部计算结果为例，计算模型如图6 所示，选取外筒体应力云图如图7所示，最大应力为285MPa，满足应力强度要求。

图5 应力提取截面位置示意图Fig. 5 Schematic of the stress extraction section

图 6 1m击穿外筒体中部有限元模型Fig. 6 Finite element model of 1m strikes of the middle part of the outer cylinder

图7 1m击穿外筒体中部外筒体应力云图Fig.7 Stress cloud of the outer cylinder at 1m strikes of the middle of the outer cylinder

5 结论

高燃耗乏燃料运输容器满足乏燃料运输，安全性和可靠性的要求极高，结构设计复杂，结构安全性分析工况较多。相比选用不锈钢作为主体材料而言，运输容器通过选用低合金钢作为主体材料，其结构强度高、衰变热导出能力更佳，能满足高燃耗乏燃料运输的高要求，并且提高了其经济性。通过对设计的运输容器在正常运输条件和事故运输条件各个工况的有限元分析计算，验证此设计结果均满足相应标准要求。

[1] 汪海，童明炎，孙胜，等. 乏燃料运输容器研究进展[J].机械工程师，2015(12)：65-69.

[2] 放射性物质安全运输规程：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，高级工程师，目前主要从事核电站核级设备研发和国产化供货工作

TL93+2.1

A

0258-0918(2017)02-0308-06