李寧　張洪軍　徐小剛

【摘 要】CNFC-HTR新燃料運輸容器是為安全運輸高溫氣冷堆球形新燃料元件而研制的專用設備。本文闡述了CNFC-HTR新燃料運輸容器結構設計過程，描述了容器力學試驗、耐熱試驗和模擬運輸試驗的情況。根據(jù)容器功能要求，容器結構包括含有減震隔熱材料的外容器及含有中子吸收材料的內(nèi)容器。根據(jù)力學試驗結果改進容器結構，再次進行力學試驗和耐熱試驗。根據(jù)第2次試驗結果優(yōu)化容器結構，并進行分析計算和模擬運輸試驗。結果證明優(yōu)化后的容器結構能夠滿足IAEA SSR-6和GB 11806對A（F）型II級（黃）貨包的要求，能夠確保高溫氣冷堆新燃料元件的安全運輸。

【關鍵詞】新燃料運輸容器；高溫氣冷堆；結構設計；驗證試驗；模擬運輸試驗

【Abstract】The CNFC-HTR new fuel transport container is specially developed for transport spherical new fuel elements of High Temperature Reactors（HTR）. This paper describes the structural design process of the CNFC-HTR new fuel transport container， as well as the experimental results of the container mechanical test， thermal test and simulated transport test. According to functional requirements， the container is designed with an outer container with shock absorption material， and an inner container with neutron absorbing material. Based on the results of mechanical tests， the container structure is improved and verified through second mechanical tests and thermal test. According to the second test results， the container structure is optimized and verified through analysis calculated and simulated transport test. The results shown that the CNFC-HTR new fuel transport container structure is reasonably designed and meets the type A（F） II-YELLOW package requirements of the IAEA Specific Safety Requirements No.SSR-6 and GB11806， so that it can ensure the safety for transport spherical new fuel elements of high temperature reactors

【Key words】New fuel transport container； HTR； Structural design； Verification test； Simulated transport test

0 前言

高溫氣冷堆是新一代核電技術，我國是世界上少數(shù)幾個掌握該種反應堆技術的國家。隨著研究的深入，高溫氣冷堆除發(fā)電外也可用于熱裂解水制氫、海水淡化、石油精煉、冶煉鋼鐵和有色金屬、區(qū)域供熱等領域，有著廣闊的市場前景[1]。

新燃料運輸容器是實現(xiàn)新燃料元件安全、可靠供應的關鍵設備。高溫氣冷堆核電站采用含有UO2的球形燃料元件作為燃料，燃料元件的結構和尺寸與其他堆型相比完全不同，現(xiàn)有的新燃料運輸容器已不能用于運輸高溫氣冷堆新燃料元件，需要研制新的新燃料運輸容器[1-2]。

1 容器結構設計

由于燃料元件球形結構特殊性，因此采用了塑料袋包裝球形燃料元件，抽真空密封后形成便于操作的棒狀結構，并放入通過管端部焊接，形成鋁合金集束管中。為固定和支撐集束管，在集束管的外部設置吊籃。為了保持新燃料次臨界，保證運輸過程中的臨界安全，在吊籃外層設置筒狀中子吸收材料。在中子吸收材料外部設置保護板，保護中子吸收材料在容器運輸和操作過程中的安全。吊籃、集束管形成內(nèi)容器，用于裝載新燃料元件并保證其臨界安全。

由于在運輸過程中要考慮運輸事故的影響，又要保證在常規(guī)運輸過程中元件滿足加速度限值的要求，采用具有減震功能的外容器裝載內(nèi)容器；同時考慮火燒事故的影響，外容器還需要具備防火隔熱功能。因此外容器筒體和容器蓋結構采用不銹鋼——阻燃減震材料——不銹鋼結構。

根據(jù)上述設計思路設計完成的容器結構如圖1、圖2所示，容器型號為CNFC-HTR新燃料運輸容器。容器由外容器和內(nèi)容器組成，外容器包括外容器筒體和容器蓋，內(nèi)容器包括內(nèi)容器蓋、吊籃和集束管。外容器筒體和容器蓋中設置有阻燃減震材料，吊籃中設有鋁基中子吸收材料。袋裝的球形燃料元件放入集束管中進行運輸。

2 容器試驗

容器設計完成后，加工制造試驗容器，并進行容器試驗，驗證容器結構設計是否滿足設計要求。根據(jù)按照GB11806[3]和IAEA SSR-6[4]對正常運輸條件和運輸事故條件下的相關要求，力學試驗采用不同角度的9m跌落[5]，試驗跌落姿態(tài)如圖3、圖4、圖5、圖6所示。

3 容器結構改進

對比分析了試驗結果和容器分析計算結果，對容器結構進行了改進。改進外容器外部緩沖結構的結構形式，并在其內(nèi)部填充減震材料，見圖8。增加內(nèi)容器吊籃的支撐板數(shù)量，見圖9。

4 改進后容器試驗

對改進后的容器進行了9m水平、9m垂直、9m52°等姿態(tài)的跌落試驗（跌落姿態(tài)見圖10），跌落試驗完成后進行800℃耐熱試驗[5]（見圖11），并對試驗后的容器進行拆解。

容器拆解后，鋁管未發(fā)生軸向的破損，但在支撐板位置處發(fā)生橫向的破損，破口處的燃料元件發(fā)生破損，見圖12。耐熱試驗后，內(nèi)容器溫度在100℃以下，鋁基的中子吸收材料和集束管均未發(fā)生熔化，與臨界計算的假設條件一致。

5 容器結構優(yōu)化

對比分析第2次試驗結果與數(shù)值模擬計算的結果，確認了力學和熱工計算模型的準確性。根據(jù)兩次試驗結果，在集束管的外側鋁管內(nèi)設置保護管，將支撐板作用在集束管上的集中載荷轉換為均布在集束管上的均勻載荷。通過數(shù)值計算，集束管的變形量顯著減小，集束管內(nèi)的燃料元件不會受到擠壓，不會破損，達到了設計目的。優(yōu)化后的內(nèi)容器結構如圖13所示，圖中綠色部分即為增加的保護管。

6 模擬運輸試驗

利用優(yōu)化后的容器裝載模擬燃料元件，按照實際運輸?shù)缆窂娜剂现圃鞆S運輸?shù)胶穗娬?，并對運輸全程的加速度進行測量。結果顯示，容器結構能夠保證運輸過程中燃料元件的加速度滿足限值要求。容器在運輸車輛上的固定方式見圖14。

圖14 容器運輸固定方式

7 結論

根據(jù)高溫氣冷堆核電站新燃料元件運輸?shù)囊?，進行了CNFC-HTR容器的結構設計，對設計完成的容器進行試驗，并根據(jù)試驗結果改進容器結構，對改進后的容器再次進行相關試驗，并根據(jù)試驗結果驗證計算模型和優(yōu)化容器結構。

優(yōu)化后的CNFC-HTR容器結構能夠滿足IAEA SSR-6 Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material和GB11806《放射性物質安全運輸規(guī)程》中對A（F）型II級（黃）貨包的要求，能夠確保高溫氣冷堆新燃料元件的安全運輸，能夠保證高溫氣冷堆核電站的正常運行。

【參考文獻】

[1]放射性物品運輸安全管理條例[Z].中華人民共和國國務院令第562號.

[2]放射性物品運輸安全許可管理辦法[Z].環(huán)境保護部令第11號.

[3]GB11806-2004放射性物質安全運輸規(guī)程[S].中華人民共和國國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局，2004.

[4]Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material， No.SSR-6， IAEA， 2012[Z].

[5]Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material， No. TS-G-1.1（Rev.1）， IAEA[Z].

[責任編輯：王楠]