譚文界　陳書華　任荷

【摘 要】本文的主要研究內(nèi)容是以核燃料組件運輸容器為研究對象，開展符合相關(guān)技術(shù)要求的可靠性研究，完成核燃料組件運輸容器可靠性設計、有限元仿真分析驗證、制定核燃料組件運輸容器可靠性設計規(guī)范，確保核燃料組件運輸容器滿足GB11806《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)定》等相關(guān)技術(shù)要求。

【關(guān)鍵詞】燃料；容器；可靠性

0 引言

隨著我國民用核領(lǐng)域的快速發(fā)展，核核燃料組件的運輸數(shù)量和品種不斷增加，對核燃料組件運輸容器的需求將不斷擴大，由于核核燃料組件運輸屬于高敏感、高風險的放射性物質(zhì)運輸，不僅影響環(huán)境安全、公眾健康，也影響到國家安全和形象，以至影響整個核能開發(fā)和核技術(shù)的健康發(fā)展。我國關(guān)于放射性物質(zhì)運輸已經(jīng)制定了一些相關(guān)法規(guī)和標準，其中以GB11806《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》為主要依據(jù)。

國內(nèi)核電站目前主要采用進口核燃料組件運輸容器來運輸新核燃料組件，例如田灣核電站采用俄羅斯設計和制造的核燃料組件運輸容器，大壓灣核電站采用法國設計的核燃料組件運輸容器，尚未見到國內(nèi)研發(fā)成功具有自主知識產(chǎn)權(quán)的核燃料組件運輸容器的報道。

1 研究目標

本文的研究目的是以核燃料組件運輸容器為研究對象，開展可靠性研究，在研究過程中運用可靠性技術(shù)挖掘和確定隱患和薄弱環(huán)節(jié)，并采取設計預防和設計改進措施有效地消除隱患和薄弱環(huán)節(jié)，從而提高運輸容器的安全可靠性。

本文的主要目標是以已經(jīng)開展的核燃料組件運輸容器原理樣機設計及試驗為基礎(chǔ)，開展運輸容器的可靠性研究、建立起可靠性模型，并通過對運輸容器遭受的9m自由跌落試驗及600℃耐熱試驗進行有限元建模及分析，將分析結(jié)果與運輸容器原理樣機試驗結(jié)果進行對比論證和分析，驗證運輸容器有限元模型的正確性和可靠性，建立起一套完善的、科學的核燃料組件運輸容器可靠性設計規(guī)范，并在可靠性研究及有限元分析優(yōu)化的基礎(chǔ)上完成核燃料組件運輸容器優(yōu)化三維數(shù)字虛擬樣機設計。

2 技術(shù)指標

2.1 核燃料組件運輸容器可靠性研究

建立核燃料組件運輸容器可靠性模型，完成FMECA和FTA分析，制訂核燃料組件運輸容器可靠性設計規(guī)范，建立一種運輸容器減震裝置的可靠性定量評估方法。

2.2 完成9m跌落試驗及600℃火燒試驗的仿真分析

采用有限元分析技術(shù)完成對核燃料組件運輸容器9m跌落試驗及600℃火燒試驗的仿真驗證，通過比對分析運輸容器原理樣機的試驗結(jié)果驗證其正確性，再此基礎(chǔ)上利用有限元分析技術(shù)完成運輸容器的設計優(yōu)化。

2.3 提供核燃料組件運輸容器優(yōu)化三維數(shù)字虛擬樣機

3 技術(shù)難點

3.1 核燃料組件運輸容器可靠性模型建立

由于國內(nèi)目前尚無新核燃料組件運輸容器的可靠性設計規(guī)范，所以可靠性模型數(shù)據(jù)來源少，同時又涉及材料、結(jié)構(gòu)、力學、熱工等多種學科知識，因此核燃料組件運輸容器可靠性模型的建立，存在一定難度。

3.2 有限元仿真分析驗證

目前自由跌落試驗的有限元仿真分析結(jié)果普遍存在精度不高的問題，由于運輸容器結(jié)構(gòu)較為復雜，且存在接觸及非線性問題，如何實現(xiàn)9m跌落及600℃耐熱試驗有限元仿真模型建立，并保證仿真分析的結(jié)果與試驗結(jié)果相一致在技術(shù)上存在一定的困難，是本文需開展攻關(guān)的技術(shù)難點。

4 研究內(nèi)容

4.1 可靠性設計與分析

運輸容器可靠性設計與分析的主要內(nèi)容是進行故障模式影響及危害分析（FMEFA）、故障樹分析（FTA），建立可靠性模型，制訂可靠性設計準則。

4.1.1 開展故障模式、影響及危害性分析（FMECA）；

針對運輸容器的結(jié)構(gòu)特點、功能要求和使用工況，建立可靠性框圖及基本可靠性模型。采用FMECA可靠性評價分析技術(shù)，對運輸容器各組成單元可能發(fā)生的各種失效模式對設備功能的影響及其危害程度的分析，盡早發(fā)現(xiàn)問題、及時采取對策、改進設計，以保證產(chǎn)品的可靠性。

4.1.2 故障樹分析（FTA）

利用FTA可靠性評價分析技術(shù)，對可能造成運輸容器失效的各種因素（包括硬件、軟件 、環(huán)境、人為因素等）進行分析，確定薄弱環(huán)節(jié)和關(guān)鍵零部件，建立邏輯框圖（即故障樹），并加以簡化，從而確定運輸容器失效原因的各種可能組合方式，建立故障樹數(shù)學模型，進行故障樹的定性分析；通過計算頂事件的概率，進行故障樹的定量分析。根據(jù)FTA分析結(jié)果，開展影響運輸容器壽命的關(guān)鍵因素（如結(jié)構(gòu)尺寸、減震參數(shù)、材料性能、使用工況等）分析，結(jié)合工程設計、制造、試驗及使用經(jīng)驗，分析各關(guān)鍵影響因素的分布規(guī)律。

4.1.3 運輸容器壽命仿真計算及分布特征分析研究

在已掌握壽命影響因素分布規(guī)律基礎(chǔ)上，為了對運輸容器進行可靠性分析，需要對運輸容器進行可靠性建模，確定運輸容器可靠性框圖及計算運輸容器可靠性的概率表達式（數(shù)學模型）。運輸容器可靠性模型是一個串聯(lián)模型，其詳細程序應達到產(chǎn)品規(guī)定的分析層次，以獲得可以利用的信息。應用蒙特卡羅方法隨機給定運輸容器壽命關(guān)鍵影響因素變量值，考慮疲勞、應力-強度等因素，首先應用有限元仿真軟件計算不同參數(shù)狀態(tài)下運輸容器關(guān)鍵零部件的壽命，進而給出運輸容器的壽命，并分析運輸容器壽命的分布特征。

4.1.4 制定可靠性設計準則

從運輸容器可靠性角度出發(fā)，通過開展故障模式、影響及危害性分析（FMECA）及故障樹分析（FTA），并在進行運輸容器壽命仿真計算及分布特征分析研究的基礎(chǔ)上，結(jié)合已有的、相似產(chǎn)品的工程經(jīng)驗，制定出運輸容器系統(tǒng)化、規(guī)范化的可靠性設計規(guī)范。

4.2 有限元仿真分析驗證

運輸容器經(jīng)受的9m跌落及600℃火燒事故工況，通常采用試驗的方法對其性能進行驗證，但由于試樣不可復用及試驗經(jīng)費高，難以對運輸容器進行充分的試驗，由試驗獲得的數(shù)據(jù)難以全面反映運輸容器的整體性能。為建立運輸容器的優(yōu)化設計方法，提高運輸容器的可靠性，本課題擬建立9m跌落及600℃火燒試驗的有限元仿真分析模型，采用核燃料組件運輸容器原理樣機的試驗結(jié)果對其進行對比驗證。采用經(jīng)驗證后的仿真分析方法對運輸容器進行結(jié)構(gòu)及相關(guān)參數(shù)優(yōu)化，減少試驗成本，提高產(chǎn)品的可靠性。

9m跌落試驗采用三維建模軟件Solidworks建立運輸容器工程樣機的三維模型（如圖1所示），通過ANSYS/LS-DYNA軟件建立9m自由跌落的分析模型，600℃耐熱試驗采用計算力學通用軟件ANSYS進行建模及分析。采用有限元分析的手段驗證運輸容器結(jié)構(gòu)設計的可靠性，保證運輸容器即使的事故工況下其結(jié)構(gòu)完整性也不被破壞，以保證核燃料組件不會因運輸容器結(jié)構(gòu)強度不足而造成放射性物質(zhì)的泄露。

4.3 虛擬樣機設計

根據(jù)可靠性分析和設計、有限元仿真分析驗證結(jié)果完成核燃料組件運輸容器的優(yōu)化三維數(shù)字虛擬樣機設計。

4.4 運輸容器影響壽命關(guān)鍵因素的試驗研究

根據(jù)運輸容器使用狀況及核燃料組件的運輸要求，運輸容器各部件在正常運輸工況下應承受不小于4g的沖擊，根據(jù)運輸容器的結(jié)構(gòu)及使用環(huán)境，運輸容器中對沖擊反映最敏感的零部件應為運輸容器減震裝置，它在運輸過程中不斷受到交變應力的作用，存在一定的疲勞失效的概率。為保證運輸容器在設計壽命內(nèi)運輸?shù)目煽啃?，需要對運輸容器減震裝置壽命開展試驗研究，針對運輸容器壽命關(guān)鍵影響因素（如鋼絲繩減震器參數(shù)、運行條件等），制造運輸容器減震裝置試驗件，開展模擬不同路況及加速度變量值情況下的震動試驗，獲取壽命試驗數(shù)據(jù)。

根據(jù)所得壽命試驗數(shù)據(jù)，結(jié)合壽命仿真計算結(jié)果，建立一種運輸容器減震裝置的可靠性定量評估方法，并采用該方法對運輸容器的壽命進行計算分析。

5 經(jīng)濟與社會效益

本文研究成果可直接應用于核電站反應堆核燃料組件運輸容器的研制，為核燃料組件運輸容器的優(yōu)化與工程設計奠定技術(shù)基礎(chǔ)；其9m跌落及600℃火燒有限元分析技術(shù)的建立及應用，為后續(xù)新研制運輸容器提供了事故仿真試驗的模擬平臺，可大幅減少試驗樣機的需求量及試驗費用；通過運輸容器影響壽命關(guān)鍵因素的試驗研究，建立一種運輸容器減震裝置的可靠性定量評估方法，可定量評估運輸容器的壽命，為運輸容器可靠性的提高及改進提供了實現(xiàn)手段。目前國內(nèi)還未開發(fā)出具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的燃料運輸容器，作為燃料運輸過程中的必備設備，隨著未來核電需求的不斷擴大，未來中國需要數(shù)百臺新型核燃料組件運輸容器，因此本文的研究成果具有較廣泛的經(jīng)濟效益和社會效益。

【參考文獻】

[1]孫喜云，許明霞，王維善，吳浩.放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程GB11806-2004[S].國家環(huán)?？偩趾税踩行暮秃斯I(yè)第二研究設計院，2004：1-30.

[2]溫正，張文電，等.ANSYS有限元分析權(quán)威指南[M].1版.北京：機械工業(yè)出版社，2013：71-75.

[責任編輯：楊玉潔]