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SSR-6修订版变化及对我国放射性物品运输的思考 被引量：2
1
作者 陈磊 王长武 +2 位作者 孙谦 焦力敏 王鹏毅 《中国包装》 2025年第2期12-18,共7页
充分解了国际原子能机构(IAEA)发布的放射性物质安全运输条例(SSR-6),并与国内外法规进行比较分析,旨在为我国放射性物品运输的进一步发展提出建设性意见。对IAEA于2018年发布的SSR-6的最新修订条款进行了梳理,并与中国现行的放射性物... 充分解了国际原子能机构(IAEA)发布的放射性物质安全运输条例(SSR-6),并与国内外法规进行比较分析,旨在为我国放射性物品运输的进一步发展提出建设性意见。对IAEA于2018年发布的SSR-6的最新修订条款进行了梳理,并与中国现行的放射性物品安全运输规程(GB11806-2019)及其他相关法规文件进行了详细对照,以评估IAEA 2018年版SSR-6的主要变更对我国放射性物品运输可能产生的影响。我国现行的GB11806-2019规程是基于2012年版的SSR-6修订而成,已融入了我国在实践中积累的宝贵经验,能够满足新版SSR-6的部分要求。然而,部分IAEA的修订内容尚未在我国的标准中得到体现。建议我国应尽快推动GB11806-2019及相关标准规范的更新和修订,以实现与国际标准的接轨,促进我国自主知识产权的放射性物品运输容器在国际市场上的竞争力。 展开更多
关键词 SSR-6 修订 放射性物品 运输 影响
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我国乏燃料运输现状探讨 被引量：26
2
作者 李越 肖德涛 +2 位作者 刘新华 丘寿康 何正忠 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期31-39,46,共10页
随着我国经济的持续发展,核能作为安全、清洁能源在我国能源战略中地位日益突出。在保证安全的前提下,我国核电机组按照国家规划合理增加,乏燃料的产量也将逐步增加。根据我国核电站乏燃料贮存及外运规则,以及我国核电站主要位于东部沿... 随着我国经济的持续发展,核能作为安全、清洁能源在我国能源战略中地位日益突出。在保证安全的前提下,我国核电机组按照国家规划合理增加,乏燃料的产量也将逐步增加。根据我国核电站乏燃料贮存及外运规则,以及我国核电站主要位于东部沿海,而乏燃料后处理厂处在西北腹地这一国情,必将面临乏燃料的大量、长距离及安全运输的问题。乏燃料运输作为联接核电站与后处理厂或最终处置场的纽带,在维持核燃料循环体系的正常运行上发挥至关重要的作用。对国内外乏燃料运输涉及的运输方式、运输容器、运输安全监管及事故应急体系等问题进行了分析和讨论,对我国乏燃料运输中存在问题的解决提出了建议。 展开更多
关键词 乏燃料运输 运输容器 运输方式 应急体系
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脉冲液体射流泵装置效率的理论研究 被引量：8
3
作者 高传昌 陆宏圻 +1 位作者 王世诚 程明川 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第1期59-63,共5页
对影响气液活塞式脉冲液体射流泵装置效率的主要因素进行分析 ,导出了脉冲液体射流泵装置效率理论方程及其理论方程的时均解。结果表明 ,在相同的液体射流泵装置上 ,采用脉冲射流比恒定射流的传能及传质效率有较大的提高。
关键词 脉冲液体 射流泵 装置效率 核电站 后处理厂 放射性液体输送
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FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验 被引量：3
4
作者 李国强 张建岗 +2 位作者 赵兵 马安平 王学新 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2009年第5期352-355,共4页
FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ... FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。 展开更多
关键词 耐热试验 FCo70-YQ型容器 运输 放射源
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核电码头转运乏燃料的辐射防护要求及首次实践
5
作者 张辉 刘义清 +3 位作者 陈江涛 钟迈豪 杨明 孙谦 《辐射防护通讯》 2025年第6期42-47,共6页
基于乏燃料货包特性和核电码头转运乏燃料作业流程,结合国内首艘乏燃料运输专用船参数及辐射防护要求,提出核电码头转运乏燃料的辐射防护要求。在此基础上,从码头临时控制区、专用船货舱区域及码头转运作业人员三个方面开展码头转运乏... 基于乏燃料货包特性和核电码头转运乏燃料作业流程,结合国内首艘乏燃料运输专用船参数及辐射防护要求,提出核电码头转运乏燃料的辐射防护要求。在此基础上,从码头临时控制区、专用船货舱区域及码头转运作业人员三个方面开展码头转运乏燃料辐射监测评价,测算单次“公-海”转运6个货包时不同岗位工作人员的个人受照剂量,并与转运过程实测值进行对比分析,结果满足GB 18871对于工作人员的个人剂量限值要求和企业要求,证明核电码头转运乏燃料的辐射防护措施合理有效。 展开更多
关键词 核电厂 码头 乏燃料 运输货包 辐射防护
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核物质包装体的跌落仿真分析 被引量：6
6
作者 汪剑 沈景凤 仲梁维 《电子科技》 2017年第10期112-115,共4页
核物质包装体是一种核废料存储和运输的专用设备,在放射性核物质存储和运输的过程中,安全问题尤为重要。因此核物质包装体不仅要具有屏蔽射线的作用,还需要能够吸收冲击能量、保持结构稳定性,避免结构变形、破损等由破坏形式引起的核辐... 核物质包装体是一种核废料存储和运输的专用设备,在放射性核物质存储和运输的过程中,安全问题尤为重要。因此核物质包装体不仅要具有屏蔽射线的作用,还需要能够吸收冲击能量、保持结构稳定性,避免结构变形、破损等由破坏形式引起的核辐射泄漏。根据相关规定和标准,运用ANSYS Workbench的Explicit dynamic模块,对核物质包装体的跌落过程进行了分析研究,结合数值模拟结果分析了核物质包装体的应力以及应变,并采用合适的评价准则对结果进行评价,验证了结构和结构强度满足设计需求。 展开更多
关键词 核物质 包装体 跌落 EXPLICIT DYNAMIC
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乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术 被引量：2
7
作者 孙洪超 李国强 +2 位作者 闫峰 庄大杰 王学新 《同位素》 CAS 2015年第4期270-274,共5页
我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可... 我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。 展开更多
关键词 乏燃料运输容器 辐射测量 辐射屏蔽性能检测
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高燃耗乏燃料干式贮存容器干燥工艺的研究
8
作者 申鹏 吴珂科 +4 位作者 翁晨阳 黄尚青 俞高伟 景东明 宗旭 《动力工程学报》 北大核心 2025年第7期992-998,共7页
对国内三代核电机组某型号高燃耗乏燃料干式贮存容器的干燥工艺进行理论分析与试验研究,结果表明:该贮存容器适宜采用吸附式干燥工艺进行处理,干燥过程至少需要持续4.1 h,可以达到设备规范书中要求的容器内水蒸气分压低于400 Pa的干燥标... 对国内三代核电机组某型号高燃耗乏燃料干式贮存容器的干燥工艺进行理论分析与试验研究,结果表明:该贮存容器适宜采用吸附式干燥工艺进行处理,干燥过程至少需要持续4.1 h,可以达到设备规范书中要求的容器内水蒸气分压低于400 Pa的干燥标准;干燥过程分为2个阶段,第1阶段容器内存在大量液态残留水,湿度相对稳定,第2阶段仅有水蒸气,湿度快速下降;容器内有超过5/6的水分通过试验台架中的冷却器排出,剩余的水分由吸干机吸收。 展开更多
关键词 高燃耗乏燃料 贮存容器 干燥工艺 吸附干燥法
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放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的开发 被引量：1
9
作者 王任泽 李国强 +3 位作者 庄大杰 孙洪超 王学新 张建岗 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第5期411-417,共7页
放射性物质运输后果评价软件是放射性物质运输后果评价的重要工具。本文介绍了放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的评价模型、软件开发和测试结果。
关键词 放射性物质 运输 软件 后果评价 开发
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解读《放射性物质安全运输规程》GB 11806-2004中的货包试验 被引量：13
10
作者 汪佳明 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2009年第5期346-351,共6页
本文总结归纳了《放射性物质安全运输规程》GB 11806-2004中关于货包试验(包括货包试验的准备、货包试验的要求、货包试验结果的评定等)的内容,以期对理解和执行该《规程》有关货包试验部分有所帮助。
关键词 放射性物质 运输 安全 货包 试验
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压水堆核电燃料设计特征及发展方向 被引量：3
11
作者 徐阳 陈平 郭晓明 《科技创新导报》 2019年第6期62-64,67,共4页
近年来,由于环境的污染、传统能源的不断减少,使核电的利用变得越来越重要。设计和开发先进的燃料组件是发展高效清洁核电的关键。对于燃料组件,其发展总趋势为提高燃料循环的经济性及可靠性,以使核电厂更具经济竞争力、核燃料运行更加... 近年来,由于环境的污染、传统能源的不断减少,使核电的利用变得越来越重要。设计和开发先进的燃料组件是发展高效清洁核电的关键。对于燃料组件,其发展总趋势为提高燃料循环的经济性及可靠性,以使核电厂更具经济竞争力、核燃料运行更加安全可靠。提高经济性通过提高卸料燃耗和换料周期、提高热工性能等几个燃料技术方向来实现;提高燃料组件的可靠性通过有针对性的改进燃料破损相关设计(格架磨蚀、异物磨蚀等)来实现。本文从提高燃料组件经济性及可靠性两方面出发,以国际先进的压水堆燃料组件结构设计特征为例,说明燃料组件为提高经济性及可靠性在结构方面进行的相关设计,对燃料组件的发展趋势进行总结。 展开更多
关键词 先进的燃料组件 燃料组件结构设计特征 经济性 可靠性 发展趋势
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核燃料包装容器桶体缝焊工艺可靠性建模 被引量：2
12
作者 廖卫献 门德春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第6期563-564,576,共3页
从缝焊工艺的质量要求出发，详细分析了缝焊工艺可靠性的影响因素，针对焊透率与重叠量建立了工艺可靠性概率模型，给出了工艺可靠性试验方案与工艺可靠度计算步骤．
关键词 容器 缝焊 可靠性模型 核燃料 包装桶
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IAEA TS-R-1《放射性物质安全运输条例》(2009版)对其1996版(2003修订版)的变更 被引量：3
13
作者 汪佳明 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第1期57-61,共5页
我国国家标准GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》修改采用了IAEA安全标准丛书TS-R-1的1996版(2003修订版),前者的技术内容与后者完全相同。2009年IAEA出版了其2009版。本文扼要地叙述了IAEA TS-R-1 2009版对1996版(2003修订版)... 我国国家标准GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》修改采用了IAEA安全标准丛书TS-R-1的1996版(2003修订版),前者的技术内容与后者完全相同。2009年IAEA出版了其2009版。本文扼要地叙述了IAEA TS-R-1 2009版对1996版(2003修订版)的变更,并对一部分章节进行了简要的评述。 展开更多
关键词 放射性物质 运输 安全
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放射性物品运输后果评价软件CRAMTRA的程序设计 被引量：3
14
作者 王任泽 李国强 +5 位作者 张建岗 王学新 庄大杰 孙洪超 孙树堂 孟东原 《辐射防护通讯》 2015年第2期37-40,46,共5页
放射性物品运输后果评价软件是放射性物品运输后果评价的重要工具。我国于20世纪80年代开始陆续引进相应程序,但至今未有独立知识产权的国产软件。本文介绍了放射性物品运输后果评价软件CRAMTRA的程序设计,包括物理模型、流程图、UML图... 放射性物品运输后果评价软件是放射性物品运输后果评价的重要工具。我国于20世纪80年代开始陆续引进相应程序,但至今未有独立知识产权的国产软件。本文介绍了放射性物品运输后果评价软件CRAMTRA的程序设计,包括物理模型、流程图、UML图等内容,为下一步的代码开发提供基础保障。 展开更多
关键词 放射性物品运输 后果评价 程序设计
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微型反应堆乏燃料专用运输容器研制 被引量：2
15
作者 郝倩 李义国 +5 位作者 彭旦 王梦娇 鲁谨 洪景彦 吴小波 张金花 《机械工程师》 2019年第3期35-36,39,共3页
针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处... 针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。 展开更多
关键词 微型反应堆 运输容器 乏燃料
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对《放射性物质安全运输规程》(GB11806-2004)中若干术语和定义的理解 被引量：1
16
作者 汪佳明 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2009年第3期199-202,共4页
本文针对在执行国标《放射性物质安全运输规程》(GB11806-2004)过程中对其一些术语和定义(例如货包、包装、装运、独家使用、特殊安排等)的理解方面所遇到的问题,阐述了笔者自己的认识。
关键词 放射性物质 运输 安全 规程
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CEFR-MOX燃料组件运输容器的研制 被引量：1
17
作者 刘兆阳 李晓轩 《起重运输机械》 2017年第10期118-124,共7页
为完成中国实验快堆MOX燃料组件的厂外运输,研制了CEFR-MOX燃料组件运输容器,其物理、屏蔽、热工、包容性等安全特性需满足放射性物质安全运输的要求。而且,要具有较高的缓冲、隔热、包容和屏蔽性能,在正常和事故运输条件下,尽量将燃料... 为完成中国实验快堆MOX燃料组件的厂外运输,研制了CEFR-MOX燃料组件运输容器,其物理、屏蔽、热工、包容性等安全特性需满足放射性物质安全运输的要求。而且,要具有较高的缓冲、隔热、包容和屏蔽性能,在正常和事故运输条件下,尽量将燃料组件对环境的破坏减到最小。在CEFR-MOX燃料组件运输容器的研制过程中,在有限元分析指导下,对结构经过了多次优化设计。通过理论分析计算,CEFR-MOX燃料组件运输容器的安全性能能满足相关法规的要求,且具有较大的裕量和一定的创新性。同时,理论分析为实验方案的制订提供了依据。 展开更多
关键词 运输容器 研制 优化 安全
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3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析
18
作者 庄大杰 龚道坤 +7 位作者 连一仁 陈磊 王智鹏 王鹏毅 孙树堂 孙洪超 李国强 张建岗 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期333-338,共6页
对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)... 对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。 展开更多
关键词 六氟化铀 辐射水平 运输 货包
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乏燃料容器密封盖专用锁具选型与试验
19
作者 郝建生 王子龄 姚琳 《包装工程》 北大核心 2025年第21期332-338,共7页
目的针对乏燃料容器及其密封盖的操作要求和常规操作面临的问题,设计一种密封盖吊装用专用锁具,以方便密封盖的装拆操作,确保乏燃料容器的包容完整性及乏燃料组件在装卸料、后续运输和中间贮存过程的安全。方法基于乏燃料容器的结构特... 目的针对乏燃料容器及其密封盖的操作要求和常规操作面临的问题,设计一种密封盖吊装用专用锁具,以方便密封盖的装拆操作,确保乏燃料容器的包容完整性及乏燃料组件在装卸料、后续运输和中间贮存过程的安全。方法基于乏燃料容器的结构特点和核电厂装卸料的操作程序,分析乏燃料容器密封盖专用提升工具的功能要求、接口要求、控制要求和环境要求等设计要求。提出密封盖专用锁具的总体设计方案,采用“四点提升法”,即使用4根均由起吊螺钉、卸扣、钢丝绳、锁具螺旋扣和旋转吊环螺钉组成的专用锁具以实现密封盖的平稳吊装;将锁具与容器专用吊具集成,以提高设备使用的便捷性。提出了密封盖专用锁具的选型准则,并对锁具的各零部件进行选型和强度校核,以验证设计方案的合理性。使用专用吊索对密封盖进行了吊装试验,以验证专用锁具的功能性和安全性。结果进行理论计算,密封盖吊装用锁具各关键部件的理论载荷均大于实际载荷,安全裕量大于0;进行密封盖吊装试验,专用锁具在进行静载试验和动载试验前后,各承载部位的目视检测和液体渗透检测均合格。结论理论计算结构和试验结构证明,密封盖专用索具的设计方案和选型能够满足设计要求,能够满足密封盖安装和拆卸过程中的功能要求和安全要求。为大型乏燃料容器密封盖吊装工具的设计提供了一种方法,满足了乏燃料容器操作要求和安全要求;也为乏燃料容器顺利实现国产自主供货,提高容器用户的使用体验提供了一层保障。 展开更多
关键词 专用锁具 密封盖 选型 试验 乏燃料容器
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乏燃料贮运容器垂直吊具研制
20
作者 郝建生 李玉红 姚琳 《包装工程》 北大核心 2025年第15期305-311,共7页
目的基于乏燃料贮运容器的操作特点,设计并制造一套专用的吊装工具,解决因容器重量大、操作空间有限、环境辐射等因素带来的操作问题,满足在容器接收、装卸料及运输前后准备过程中的操作要求,实现容器、乏燃料组件和操作人员的安全。方... 目的基于乏燃料贮运容器的操作特点,设计并制造一套专用的吊装工具,解决因容器重量大、操作空间有限、环境辐射等因素带来的操作问题,满足在容器接收、装卸料及运输前后准备过程中的操作要求,实现容器、乏燃料组件和操作人员的安全。方法采用“要求分析-结构设计-计算校核-试验验证”的方法,首先对容器垂直吊具的设计要求进行分析,包括容器操作对吊具的功能要求、接口要求、环境要求和核电厂操作程序要求。其次在设计要求的基础上,提出垂直吊具的整体结构和气动控制系统的设计方案,并根据国外容器吊具的使用经验,对设计方案进行优化,尤其是对提升衬套的结构形式进行改进,并根据垂直吊具的载荷工况和使用环境,对其关键部件进行材料选择。然后提出垂直吊具的计算准则,对关键承载部件的危险截面进行了强度校核。最后制造出一套垂直吊具试验样机,并进行载荷试验和气密性试验,提出吊具的定期维护要求。结果根据强度校核结果,所设计的垂直吊具各关键承载部件危险截面的计算应力均小于许用应力,安全裕量大于1。根据载荷试验和气密性试验结果可得,所制造的垂直吊具关键承载部位在试验后质量检验合格,气动控制系统密封性好。根据现场的使用情况,垂直吊具能够满足容器用户的实际需求。结论垂直吊具的理论计算和试验的结果均满足设计要求,证明了垂直吊具的设计可以满足乏燃料贮运容器的功能要求和安全要求,同时为关键核设备的设计和研制提供了一种方法。 展开更多
关键词 贮运容器 垂直吊具 乏燃料 安全
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