李海龍 孫造占 孫樹海 徐 宇

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

放射性物質(zhì)運輸容器的跌落沖擊分析方法

李海龍 孫造占 孫樹海 徐 宇

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

在放射性物質(zhì)的運輸過程中，安全問題至關重要。放射性物質(zhì)運輸審查過程中，運輸容器能承受跌落沖擊分析是非常重要的內(nèi)容。本文采用LS-DYNA顯式瞬態(tài)分析軟件，對放射性物質(zhì)運輸容器的跌落沖擊分析方法進行了研究。分別考慮了三種跌落方式：水平跌落、垂直跌落和傾斜跌落。針對分析結果，提出了一種按照ASME疲勞相關規(guī)范對放射性物質(zhì)容器進行沖擊應力評定的方法。根據(jù)該方法，可判斷放射性物質(zhì)運輸容器是否滿足強度設計的要求。通過分析，該放射性物質(zhì)運輸容器能滿足強度設計的要求。

放射性物質(zhì)，運輸容器，跌落沖擊，應力評定

對于裝載放射性物質(zhì)的設備，在運輸過程中，必須遵守《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)定》(GB11806-2004)[1]和IAEA《放射性物質(zhì)安全運輸條例》(TS-R-1)[2]。不同類型放射性物質(zhì)的運輸，根據(jù)規(guī)范可劃分為不同類型的運輸貨包。對于這些貨包，相關規(guī)范對其有嚴格的運輸要求，同時對貨包應該完成的試驗比如跌落、火燒、水淋和貫穿等也有嚴格的規(guī)定。因此裝載放射性物質(zhì)的運輸容器，其抗跌落沖擊性能是非常重要的一個指標。在進行放射性物質(zhì)運輸容器研發(fā)設計時，采用合理的分析方法對其進行抗沖擊分析是非常必要的，能夠設計出更優(yōu)化的容器結構，使其具有高抗沖擊性能，從而保證在跌落試驗中能夠一次性通過。本文對自主設計的某放射性物質(zhì)運輸容器進行了跌落沖擊分析，并采用相應評價準則來評估該容器設計是否達到ASME規(guī)范(3)對其強度的要求。該方法同樣適用于其他放射性物質(zhì)運輸容器的跌落沖擊分析。

1 結構簡述

某裝載放射性物質(zhì)的容器處于自主研發(fā)階段，首先對容器的外輪廓結構形式進行研究，分別考慮了長方體結構、中間為圓柱體兩端為半球體的結構、中間為圓柱體兩端為橢球體的結構等，并對這些結構的應力分布進行了詳細分析?？紤]到應力分布的優(yōu)化和國內(nèi)目前加工制造能力，最終選用的容器設計結構為中間圓柱體兩端半球體。容器材料為TZM，密度ρ為10.2×103kg/m3（容器內(nèi)的固態(tài)放射性物質(zhì)的質(zhì)量，采用等效質(zhì)量的處理方法），泊松比為0.3，室溫時彈性模量為3.2×105MPa，抗拉強度Su為1140?1210 MPa。

2 分析軟件和模型

分析采用LS-DYNA完成，它是以顯式為主、隱式為輔的通用非線性瞬態(tài)動力學分析程序。

跌落分析時，采用殼元(SHELL163)模擬，其它的質(zhì)量采用質(zhì)量單元(MASS166)模擬，目標面采用三維結構實體單元(SOLID164)模擬。碰撞計算從設備接觸目標面開始，容器的自由跌落速度及加速度作為分析的初始條件輸入。容器的計算模型如圖1所示。

圖1 跌落分析有限元模型Fig.1 FEA model of drop analysis.

3 分析結果與評定

跌落分析中要求跌落到地面時的速度為53m/s。

容器的跌落過程可以看作承受多次交變載荷作用。分析計算得到應力-時間曲線，最大應力循環(huán)次數(shù)按照20次處理。依據(jù)《ASME鍋爐和壓力容器規(guī)范》第III卷第一冊附錄，高強度鋼的設計疲勞曲線應力循環(huán)次數(shù)為20次時，交變應力的許用幅值為2068 MPa。

跌落分析中，考慮了三種跌落方式：軸向平行地面自由跌落、軸向垂直地面自由跌落和設備軸向與地面成45°夾角傾斜跌落。

3.1軸向平行地面自由跌落

容器軸向平行地面自由跌落，撞擊目標面時的速度為53 m/s。為了方便顯示容器的最大應力分布，將設備翻轉了90°。圖2為容器應力強度最大時刻的薄膜應力圖，應力最大值2653 MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖3為容器應力強度最大時刻的薄膜加彎曲應力圖，應力最大值2682 MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖4為節(jié)點300和329的時間應力強度曲線。由上述圖表可知循環(huán)過程中的應力差波動幅度不超過1342 MPa，這個值遠遠小于交變應力的許用幅值(2068 MPa)，說明容器軸向平行地面自由跌落滿足強度要求。

圖2 水平跌落薄膜應力最大時刻應力強度圖Fig.2 Membrane stress intensity distribution in horizontal drop case.

圖3 水平跌落薄膜加彎曲應力最大時刻應力強度圖Fig.3 Membrane and bending stress intensity distribution in horizontal drop case.

圖4 水平跌落節(jié)點的時間-應力強度曲線Fig.4 Node stress intensity curve in horizontal drop case.

3.2軸向垂直地面自由跌落

容器軸向垂直地面自由跌落，撞擊目標面時的速度為53 m/s。圖5為容器應力強度最大時刻的薄膜加彎曲應力圖，應力最大值1351 MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖6為容器應力強度最大時刻的薄膜應力圖，應力最大值1191 MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖7為節(jié)點2688和2658的時間應力強度曲線。由上述圖表可知循環(huán)過程中的應力差波動幅度不超過676 MPa，這個值遠遠小于交變應力的許用幅值(2068 MPa)，說明容器軸向垂直地面自由跌落滿足強度要求。

圖5 垂直跌落薄膜應力最大時刻應力強度圖Fig.5 Membrane stress intensity distribution in vertical drop case.

圖6 垂直跌落薄膜加彎曲應力應力最大時刻應力強度圖Fig.6 Membrane and bending stress intensity distribution in vertical drop case.

圖7 垂直跌落節(jié)點的時間-應力強度曲線Fig.7 Node stress intensity curve in vertical drop case.

3.3軸向與地面成45°夾角傾斜跌落

容器軸向與地面成45°夾角傾斜自由跌落，撞擊目標面時的速度為53 m/s。圖8為容器應力強度最大時刻的薄膜加彎曲應力圖，應力最大值1609MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖9為容器應力強度最大時刻的薄膜應力圖，應力最大值1416MPa（此應力是一個瞬態(tài)應力）。圖10為節(jié)點2664和2407的時間應力強度曲線。由上述圖表可知循環(huán)過程中的應力差波動幅度不超過805 MPa，這個值遠遠小于交變應力的許用幅值(2068 MPa)，說明容器軸向與地面成45°夾角傾斜自由跌落滿足強度要求。

圖8 45°傾斜跌落薄膜應力最大時刻應力強度圖Fig.8 Membrane stress intensity distribution in gradient drop case.

圖9 45°傾斜跌落薄膜加彎曲應力最大時刻應力強度圖Fig.9 Node stress intensity curve in gradient drop case.

圖10 45°傾斜跌落節(jié)點的時間-應力強度曲線Fig.10 Node stress intensity curve in gradient drop case.

4 結論

本文以自主研發(fā)的某放射性物質(zhì)運輸容器為例，提出了一種該類型設備的跌落沖擊分析評價方法。即采用通用顯式瞬態(tài)動力學分析軟件(如LS-DYNA)對放射性物質(zhì)運輸容器進行多角度跌落沖擊分析，考慮到運輸容器跌落過程中的反復彈跳沖擊過程，采用分析結果中的循環(huán)應力波動幅值來進行交變應力的評價，來判斷容器是否滿足ASME規(guī)范第III卷第一冊附錄中相關應力限制。對于本文中的運輸容器，在三個方向下的跌落沖擊（軸向平行地面跌落、軸向垂直地面跌落、軸向與地面成45°夾角傾斜跌落）下，均滿足強度要求。

1 《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)定》. GB11806-2004[s] Regulations for the safe transport of radioactive material. GB11806-2004[s]

2 IAEA《放射性物質(zhì)安全運輸條例》. TS-R-1[s] Regulations for the safe transport of radioactive material. IAEA Safety Standards Series No.TS-R-1[s]

3 《ASME鍋爐和壓力容器規(guī)范》第Ⅲ卷第一冊. 附錄[s] ASME Boiler&pressure pressure vessel code. III Division 1. Appendices[s]

Drop impact analysis method of radioactive material container

LI Hailong SUN Zaozhan SUN Shuhai XU Yu
(Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China)

Background: It is important for the safety of the radioactive material containers during transportation. Purpose: In the procedure of reviewing radioactive material containers transportation, it is very important factor to carry a drop impact analysis of container. Methods: This paper presents a drop impact analysis method of radioactive material container. First, do the calculation of several drop cases of the container such as horizontal drop, vertical drip and gradient drop with the famous transient dynamic analysis program LS-DYNA. Second, do the stress evaluation according to the rules in the ASME Section III Division I Appendices which are about the fatigue analysis. Results: With this method, we can do the judgment that whether the container’s strength is good enough or not. Conclusions: The radioactive material container’s strength is good enough by analysis.

Radioactive material, Container, Drop impact, Stress intensity evaluation

TL93

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040665

李海龍，男，1976年出生，2006年于中國原子能科學研究院獲碩士學位，現(xiàn)為在讀博士，核與輻射安全中心，高工，核反應堆審評

2012-10-31，

2013-01-06

CLC TL93