高燃耗乏燃料干式贮存容器干燥工艺的研究

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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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乏燃料容器密封盖专用锁具选型与试验

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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

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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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放射性物品运输容器试验验证经验总结 被引量：14

4

作者 张建岗 李国强 +3 位作者 孙洪超 庄大杰 孙树堂 孟东原 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期422-427,共6页

我国放射性物品运输实施分类监管。试验是验证放射性物品运输容器安全性能最直接的手段。本文对放射性物品运输容器的试验要求与检测方法进行了综述,并对运输容器安全性能试验的经验进行了总结。

关键词 放射性物品 运输容器 货包 安全 监管 仿真分析 试验 验证

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放射性物质运输货包安全试验 被引量：9

5

作者 李国强 赵兵 +2 位作者 张建岗 王学新 马安平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期668-670,共3页

介绍了中国放射性物质运输遵守的法规和中国辐射防护研究院用于放射性物质运输货包试验的下落试验设施、耐热试验设施和数据获取能力。试验设施根据IAEA的《放射性物质安全运输条例》(TS-R-1)和中国的《放射性物质安全运输规程》(GB 11... 介绍了中国放射性物质运输遵守的法规和中国辐射防护研究院用于放射性物质运输货包试验的下落试验设施、耐热试验设施和数据获取能力。试验设施根据IAEA的《放射性物质安全运输条例》(TS-R-1)和中国的《放射性物质安全运输规程》(GB 11806—2004)的要求建设。下落试验设施能用于13t级以下的A型和B型货包的自由下落试验、贯穿试验、力学试验(自由下落试验Ⅰ、自由下落试验Ⅱ和自由下落试验Ⅲ)。耐热试验设施能完成B型货包的耐热试验。利用这些设施已进行了FCo70-YQ型货包、30A-HB-01型货包、SY-I型货包和XAYT-I型货包的遵章取证试验。 展开更多

关键词 放射性物质 运输安全 货包 试验设施

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YG-1型运输容器跌落分析与结构优化 被引量：9

6

作者 汪军 王志豪 +2 位作者 衣大勇 钱博 袁雨辰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1853-1858,共6页

利用ANSYS/LS-DYNA程序进行了YG-1型运输容器9m动态压碎试验的显示动力学分析。根据材料力学试验确定金属材料和非金属材料各项参数,建立合理的有限元模型进行模拟。初步计算结果表明,箱盖上的角钢结构不利于碰撞能量的吸收,导致燃料元... 利用ANSYS/LS-DYNA程序进行了YG-1型运输容器9m动态压碎试验的显示动力学分析。根据材料力学试验确定金属材料和非金属材料各项参数,建立合理的有限元模型进行模拟。初步计算结果表明,箱盖上的角钢结构不利于碰撞能量的吸收,导致燃料元件应力过大,不满足ASME规范BPVC-Ⅲ的强度要求。经过对容器防撞结构的重新设计,最终使YG-1型运输容器设计满足ASME规范强度要求。 展开更多

关键词 运输容器 跌落试验 ANSYS/LS-DYNA 结构优化

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核电厂乏燃料组件厂内转运关键设备研制 被引量：4

7

作者 瓮松峰 任荷 +4 位作者 董岱林 罗英 杨其辉 安彦波 张超 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期106-109,共4页

乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明:破损检... 乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明:破损检测设备可以快速有效地检测乏燃料运输容器内是否存在破损组件;乏燃料组件冷却设备可以较为安全地冷却装有乏燃料组件的运输容器。 展开更多

关键词 乏燃料厂内转运 乏燃料运输容器 破损检测设备 乏燃料组件冷却设备

原文传递

核电站主泵水力部件运输容器设计 被引量：7

8

作者 汪海 孙胜 +1 位作者 童明炎 戴钰冰 《科学技术与工程》 北大核心 2016年第3期183-187,共5页

针对国内还没有核电站主泵水力部件运输容器的现状,通过源项分析、屏蔽设计、结构设计、试验仿真分析、试验检验,设计并研制出了国内首台核电站主泵水力部件运输容器。本容器具有屏蔽水力部件辐射剂量、防止水力部件表面氧化,以及密封... 针对国内还没有核电站主泵水力部件运输容器的现状,通过源项分析、屏蔽设计、结构设计、试验仿真分析、试验检验,设计并研制出了国内首台核电站主泵水力部件运输容器。本容器具有屏蔽水力部件辐射剂量、防止水力部件表面氧化,以及密封性和耐低温等功能,满足GB 11806规定的A型货包标准。该容器的成功研制不但实现了核电站主泵水力部件运输容器的国产化,设计过程中所采用的技术手段对研制其他放射性物质运输容器还具有借鉴意义。 展开更多

关键词 货包 运输容器 水力部件

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一种医疗放射源运输容器冲击试验和数值仿真 被引量：3

9

作者 李国强 李志强 罗晓渭 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期52-57,共6页

设计了一种用于运输和储存医疗用密封放射源的运输容器,外形尺寸为φ1 141 mm×1 206 mm,质量约3 600 kg,满载444 TBq(12 000 Ci)60Co放射源时属于B型货包,根据GB 11806和SSR-6的要求进行验证货包经受事故能力的自由下落试验Ⅰ(冲... 设计了一种用于运输和储存医疗用密封放射源的运输容器,外形尺寸为φ1 141 mm×1 206 mm,质量约3 600 kg,满载444 TBq(12 000 Ci)60Co放射源时属于B型货包,根据GB 11806和SSR-6的要求进行验证货包经受事故能力的自由下落试验Ⅰ(冲击试验)。采用三维非线性显式动力分析软件ANSYS/LS-DYNA对货包顶角下落冲击试验进行了计算分析,结果表明在冲击部位约200 mm×200 mm范围内受力较大,2条螺栓可能断裂,冲击部位最大变形量为45. 9 mm。进行了顶角下落试验,测量了外容器外壳的应力和容器的变形。将计算结果与试验结果进行了比较,其结果相互吻合,表明了有限元算法应用于大冲击的破坏性试验中,可很好地预测应力最大区和形变量。 展开更多

关键词 放射源 运输容器 冲击试验 有限元法 数值仿真

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同位素热源热冲击试验及传热特性研究 被引量：2

10

作者 王易君 胡宇鹏 +1 位作者 向延华 胡文军 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第12期2789-2793,共5页

针对未来深空探测器用同位素热源面临异常环境下的安全性问题,以发射阶段或再入大气层时因异常事故导致同位素热源从空中坠入大海为场景开展了同位素热源热冲击试验技术研究,基于影响试验成功的关键因素即模拟试件在转移过程中的温度响... 针对未来深空探测器用同位素热源面临异常环境下的安全性问题,以发射阶段或再入大气层时因异常事故导致同位素热源从空中坠入大海为场景开展了同位素热源热冲击试验技术研究,基于影响试验成功的关键因素即模拟试件在转移过程中的温度响应及变化,开展了数值模拟分析,讨论了同位素热源各功能层的传热特性及影响因素,提出了明确措施以保证模拟试件状态和试验条件同真实状态热特性一致,为进一步完善同位素热源热冲击试验技术提供参考。 展开更多

关键词 同位素热源 热冲击试验 热特性 数值模拟

原文传递

FCTC10型工业辐照^(60)Co运输容器屏蔽测量与评价 被引量：1

11

作者 李国强 庄大杰 +3 位作者 孙洪超 罗晓渭 杨哲 王盼 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期204-208,213,共6页

FCTC10型容器设计用于装载工业辐照60Co源,在装载18万居里(Ci)60Co放射源时属B(U)型、Ⅲ级(黄)货包。FCTC10型容器由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成,主要利用屏蔽容器主体和铅塞的钢壳层及其中间填充的钨合金、铅屏蔽层实现货包... FCTC10型容器设计用于装载工业辐照60Co源,在装载18万居里(Ci)60Co放射源时属B(U)型、Ⅲ级(黄)货包。FCTC10型容器由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成,主要利用屏蔽容器主体和铅塞的钢壳层及其中间填充的钨合金、铅屏蔽层实现货包的屏蔽功能。采用蒙特卡罗方法模拟计算和实验测量相结合的方法给出FCTC10运输容器在满载时的辐射水平,结果表明FCTC10容器满足GB 11806—2004对货包辐射水平的规定。根据运输实践经验假设了工作人员和公众的受照情景,计算出的单次运输工作人员和公众的受照剂量小于设计考虑的剂量约束值,也低于GB 18871—2002对工作人员和公众的剂量限值。在设计基准事故情况下,容器外部局部区域辐射水平增加量不超过1倍,对事故处理人员的剂量很小。 展开更多

关键词 工业辐照 放射源 运输容器 屏蔽 测量与评价

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田湾核电站监督试样运输容器组件研制 被引量：1

12

作者 冯嘉敏 衣大勇 +4 位作者 徐治龙 韩治 姚成志 范月容 孙晓雨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第7期1264-1268,共5页

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结... 为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806—2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。 展开更多

关键词 监督试样 运输容器 田湾核电站

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某核电厂辐照监督管运输容器的研制 被引量：1

13

作者 周寅鹏 汪军 +7 位作者 张强 衣大勇 张金山 范月容 姚成志 石辰蕾 郭志家 彭朝晖 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期777-782,共6页

为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠装载反应堆压力容器辐照监督管,实现监督管的公路运输,并且能够满足监督管取出至热室进行切割检验操作的... 为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠装载反应堆压力容器辐照监督管,实现监督管的公路运输,并且能够满足监督管取出至热室进行切割检验操作的要求。该运输容器的研制采用设计与试验验证相结合的方法,设计工作主要包括容器的屏蔽计算、结构设计和力学评定,试验内容主要包括容器的贯穿试验、自由下落试验以及屏蔽性能试验。结果表明,研制的辐照监督管运输容器满足功能要求,并符合GB 11806—2004标准的规定。目前,本运输容器已完成首根辐照监督管的运输任务。 展开更多

关键词 辐照监督管 运输容器 核电厂

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压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计 被引量：5

14

作者 瓮松峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期147-150,共4页

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块... 乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。 展开更多

关键词 乏燃料 运输容器 辅助设备 台架本体模块 卸料冷却模块

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钴-60源运输容器安全性分析 被引量：3

15

作者 帅震清 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第1期91-96,共6页

根据ＩＡＥＡ安全标准Ｎｏ．６有关规程的要求，采用工程传热学和工程力学分析方法，对未经国标ＧＢ１１８０６８９规定试验的钴６０源运输容器的安全性作了分析。经计算分析得，本容器外表面辐射水平为１．５６ｍＳｖｈ－１，小于... 根据ＩＡＥＡ安全标准Ｎｏ．６有关规程的要求，采用工程传热学和工程力学分析方法，对未经国标ＧＢ１１８０６８９规定试验的钴６０源运输容器的安全性作了分析。经计算分析得，本容器外表面辐射水平为１．５６ｍＳｖｈ－１，小于ＩＡＥＡ有关规程规定的２ｍＳｖｈ－１限值。容器经改进后，在８００℃火焰中曝射３０分钟，其铅温度为１６６．４℃，小于ＩＡＥＡ有关规程规定的２００℃限值。本容器与国内工业用钴６０源运输容器相比，具有承受正常运输和事故运输条件的能力，其货包的安全性符合ＧＢ１１８０６８９和ＩＡＥＡ的规定要求。 展开更多

关键词 钴60源 运输容器 安全分析

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一种新燃料组件运输容器设计研究 被引量：7

16

作者 段春辉 黄新东 +1 位作者 谷明非 青涛 《机械》 2020年第5期54-59,共6页

新燃料组件运输容器是新燃料组件制造和运输过程中必须具备的重要设备,根据运输容器设计准则,在对国内核电站所采用运输容器调研的基础上,结合新燃料组件的性能特点,确定了运输容器的运输姿态及装载量,并从强度设计、减震设计、隔热设... 新燃料组件运输容器是新燃料组件制造和运输过程中必须具备的重要设备,根据运输容器设计准则,在对国内核电站所采用运输容器调研的基础上,结合新燃料组件的性能特点,确定了运输容器的运输姿态及装载量,并从强度设计、减震设计、隔热设计几个主要方面开展了运输容器结构方案研究,确定了运输容器的结构方案。利用ANSYS软件对运输容器9 m自由跌落试验及800℃火烧试验进行了仿真分析,分析结果表明在经受运输事故工况时运输容器的完整性可以得到有效保证。 展开更多

关键词 新燃料组件 运输容器 ANSYS

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放射性物质运输货包试验工作进展 被引量：7

17

作者 张雷 赵兵 +1 位作者 王学新 李国强 《辐射防护通讯》 2010年第6期1-6,16,共7页

运输货包的固有安全性是放射性物质运输安全的前提,货包要经受多种条件的试验验证,国际原子能机构的《放射性物质安全运输规程》规定了放射性物质运输货包要经受的正常和事故运输条件下的试验要求。本文简要介绍了货包试验的主要内容及... 运输货包的固有安全性是放射性物质运输安全的前提,货包要经受多种条件的试验验证,国际原子能机构的《放射性物质安全运输规程》规定了放射性物质运输货包要经受的正常和事故运输条件下的试验要求。本文简要介绍了货包试验的主要内容及国内外货包试验验证工作的进展状况,建议加强国内的放射性物质运输货包试验验证工作,保证我国放射性物质的运输安全。 展开更多

关键词 放射性物质运输 货包 试验验证

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M310型核主泵专用屏蔽转运桶的设计研究 被引量：2

18

作者 汪海 孙胜 +2 位作者 童明炎 戴钰冰 吴红伟 《机械工程师》 2021年第11期100-102,108,共4页

对M310型核主泵专用屏蔽转运桶进行设计研究,使屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB 11806规范的要求。通过采用QAD-CG程序进行屏蔽计算、使用Co-60放射源实测衰减倍数、屏蔽验证计算相结合的方法开展了屏蔽能力设计。通过采用LS-DYN... 对M310型核主泵专用屏蔽转运桶进行设计研究,使屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB 11806规范的要求。通过采用QAD-CG程序进行屏蔽计算、使用Co-60放射源实测衰减倍数、屏蔽验证计算相结合的方法开展了屏蔽能力设计。通过采用LS-DYNA有限元仿真模拟跌落试验与ANSYS-structural有限元仿真模拟运输加速度冲击试验相结合的方式开展了结构强度设计。在实测最小剂量率衰减倍数为110倍时,表面最大剂量率为0.24 m Sv/h、距表面2 m处最大剂量率为0.46 m Sv/h,小于规范限值。在0.3 m跌落试验仿真分析中,最大应变为1.81%,最大比较应力为554.36 MPa,小于ASME标准限值。在2g运输加速度冲击试验仿真分析中,薄膜应力强度为50.02 MPa、薄膜加弯曲应力强度为50.34 MPa,小于ASME标准限值。屏蔽转运桶的屏蔽能力、结构强度满足GB11806规范的要求。 展开更多

关键词 转运容器 屏蔽转运桶 放射性货包

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辐照监督管运输容器跌落数值仿真计算及试验验证 被引量：2

19

作者 戴钰冰 汪海 吴红伟 《内燃机与配件》 2018年第2期57-58,共2页

辐照监督管内所含材料试块用于监督反应堆主要零部件母材及焊材的力学性能,应定期抽取并运送至热室进行材料试块力学性能的测定。辐照监督管受持续中子辐照,具有强放射性。为防止厂外运输跌落事故下放射性物质的泄漏,设计一套辐照监督... 辐照监督管内所含材料试块用于监督反应堆主要零部件母材及焊材的力学性能,应定期抽取并运送至热室进行材料试块力学性能的测定。辐照监督管受持续中子辐照,具有强放射性。为防止厂外运输跌落事故下放射性物质的泄漏,设计一套辐照监督管运输容器,依据ASME规范,该运输容器能够在1.2m跌落事故工况下的各主要零部件的最大变形量小于5%。采用ANSYS-LSDNYA软件对辐照监督管运输容器进行长侧面、短侧边、长侧边、顶面及顶点跌落姿态下的数字仿真计算,通过计算长侧面跌落姿态下辐照监督管运输容器各主要零部件变形最大。为确保理论计算结果的准确性,按照等比例容器试验件进行长侧面水平跌落试验。试验结果表明,辐照监督管运输容器跌落事故数字仿真计算力学模型简化合理,仿真计算结果经过试验验证满足工程实际要求。 展开更多

关键词 辐照监督管 放射性 跌落 数字仿真

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缓冲材料对屏蔽转运容器跌落特性的影响研究 被引量：1

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作者 费国胜 何朝明 +1 位作者 杜雨轩 贾永芳 《机械》 2017年第5期6-9,44,共5页

利用SolidWorks Simulation跌落测试模块对屏蔽转运容器进行了跌落测试分析。研究了屏蔽转运容器在无缓冲垫、缓冲垫为PE塑料以及缓冲垫为天然橡胶三种工况下的跌落特性。仿真结果表明跌落碰撞过程中无缓冲垫时的最大应力值接近材料的... 利用SolidWorks Simulation跌落测试模块对屏蔽转运容器进行了跌落测试分析。研究了屏蔽转运容器在无缓冲垫、缓冲垫为PE塑料以及缓冲垫为天然橡胶三种工况下的跌落特性。仿真结果表明跌落碰撞过程中无缓冲垫时的最大应力值接近材料的屈服强度,如果发生跌落容易造成核废料泄露。PE塑料作为缓冲垫时的最大应力值与无缓冲垫时相差不大,没有起到缓冲吸能的作用。天然橡胶作为缓冲垫时的最大应力值明显降低,起到了很好的缓冲保护作用。 展开更多

关键词 屏蔽转运容器 缓冲材料 跌落测试

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