CEFR—MOX燃料组件运输容器的实验分析与验证

1、CEFRMOX燃料组件运输容器的实验分析与验证【摘要】为了进行CEFR-MOX燃料组件运输容器的平安分析，对运输容器进行了结构特征和有限元模拟分析，确定出了整个验证实验内容和顺序，找出对包容边界及燃料组件破坏最严重的实验姿态，然后对运输容器进行了实验验证。实验结果说明，测量结果与有限元分析结果较为吻合，运输容器的平安能满足标准的要求。【关键词】运输容器；实验姿态；有限元模拟AnalysisandValidationoftheCEFR-MOXFuelAssembliesTransportCaskExperimentLIUZhao-yangLIXiao-xuanChinaInstitutionof

2、AtomicEnergy，Beijing102413，China【Abstract】InordertoaccomplishthesafetyanalysisofCEFR-MOXfueltransportcask，thestructurecharacteristicsandfiniteelementsimulationhadbeenanalysed.Thewholeexperimentcontentandsequencehadbeen/confirm/ied.Theexperimentpostureofthemostseriousdestructiontothecontainmentbounda

3、ryandthefuelassemblieshadbeenfound，andthevalidatedexperimenthadbeenaccomplished.Theexperimentresultindicatedthatthemeasurementcanmatchthefiniteelementanalysispreferably，andthesafetycharacteristicsofthetransportcaskcanmeetthecommandoftheregulations.【Keywords】Transportcask；Experimentposture；Finiteelem

4、entsimulation0概述CEFR-MOX燃料组件运输容器用于中国实验快堆MOX燃料组件的运输。CEFR-MOX燃料组件运输容器满载时属BUF型货包，适用于公路、铁路和船舶运输，II级黄。临界平安指数CSI：0。设计寿命：30年。CEFR-MOX燃料组件运输容器如图1的内容物为4根MOX燃料组件。运输容器的外部尺寸为：610mm×620mm×3400mm。运输容器的总质量含组件为2494kg。1實验内容及实验顺序根据GB11806-2021，BU型货包验证运输正常条件能力的实验包括喷水实验、自由下落实验、堆积实验和贯穿实验。【1】由于CEFR-MOX燃料组件运输容器的

5、主体材料为金属材料，不会积水和显著地增大其质量，因此可不做喷水实验。由于CEFR-MOX燃料芯块为易裂变材料，但是临界平安计算评定已作水渗入或渗出的程度能导致最大反应性的分析，因此不必经受水泄漏实验。CEFR-MOX燃料组件运输容器的内容物为4根MOX燃料组件，其总活度小于105A2，不需做强化水浸没实验。CEFR-MOX燃料组件运输容器的堆积实验，做了有限元模拟分析计算，支架及筒体的材料为16MnDR，屈服强度为315MPa，模拟计算得出支架的最大应力为69.275MPa，堆积实验中支架为平安的。并且在加工完成后，出厂前的验证实验中有使运输容器承受相当于货包5倍重量的压力载荷的堆积实验，要求

6、运输容器在组装完成后，将运输容器放置在平坦的水平面上，上支架外表均匀地承载5倍货包重量的压力载荷，运输容器应无裂纹现象。因此在本实验内容中，不包括喷水实验和堆积实验。根据GB11806的8.5.7.1条，验证货包经受运输事故条件能力的实验时，实验货包水浸没实验可不与力学实验和耐热实验使用同一货包。IAEATS-G-1.1ST-22021版的726.3条解释，因为水浸没事故与热/机械事故同时发生的概率极小，故水浸没实验可在单独的试样上进行。故实验中先进行水浸没实验。2-4CEFR-MOX燃料组件运输容器的所有实验内容在同一货包上进行，先进行验证运输正常条件能力的实验，然后进行验证运输事故条件能力

7、的实验。正常情况下的实验，根据对货包可能的损伤程度从小到大，先进行贯穿实验，然后进行自由下落实验。事故情况下的力学实验和耐热实验，根据GB11806的8.5.7.1和8.5.7.2条的要求，按照自由下落实验I、自由下落实验II和耐热实验的顺序进行。其总体实验顺序如图2所示。图2总体实验流程2力学实验姿态确实定2.1水浸没实验姿态水浸没实验采用外部加压至少150kPa的方式完成。水浸没实验设施为柱形容器，内径1200mm，高4000mm。CEFR-MOX燃料组件运输容器的截面尺寸为610mm×620mm×3400mm。因此实验时运输容器为竖直状态。水浸没实验姿态如图3所示。2

8、.2贯穿实验姿态容器外部侧面材料均为16MnDR，厚度为10mm。容器两端为压紧端盖和缓冲器。压紧端盖材料为16MnD，厚度为35mm。缓冲器材料为16MnDR，主体厚度为10mm。压紧端盖隐藏于缓冲器下方。应选择易于受到打击的筒体外表，冲击位置是运输容器的筒体外表面近中心处。由于在截面上，中心位置处有加强筋板，故贯穿位置偏离中心位置，避开加强筋为损坏程度最大的贯穿方式。贯穿实验姿态如图4所示。2.3自由下落实验姿态下自由下落实验姿态通过有限元分析了水平自由下落支座底面与靶接触、水平自由下落支座角与靶接触、倾斜自由下落和竖直自由下落4种下落姿态碰撞力及碰撞时间比照如图5，4种姿态中，水平自由下

9、落对容器内筒壁、密封螺栓、端盖等包容边界和燃料组件的破坏均为最大。水平I跌落冲击部位局部破坏最小，而水平II局部破损较大部位为支架，倾斜与竖直跌落的局部破损较大部位为起缓冲作用的缓冲器，而且接触力较小，碰撞时间显著加长，对事故会有较好的缓解作用。因此自由下落实验选择水平自由下落I的姿态如图6。5-62.4自由下落实验实验姿态通过有限元分析了水平自由下落支座底面与靶接触、水平自由下落支座角与靶接触、倾斜自由下落和竖直自由下落4种下落姿态，计算结果说明，在4种姿态下，水平自由下落对容器内筒壁、密封螺栓、端盖等包容边界和燃料组件的破坏均为最大。水平I跌落冲击部位局部破坏最小，而水平II局部破损较大部

10、位为支架，倾斜与竖直跌落的局部破损较大部位为起缓冲作用的缓冲器，而且接触力较小，碰撞时间显著加长，对事故会有较好的缓解作用。通过有限元分析了自由下落实验的小角度跌落，分别计算了2°、3°、5°、10°、15°共5种角度9m自由下落到靶面上，跌落角度为2°、3°时，会产生二次碰撞，2°跌落时对容器内筒壁、密封螺栓、端盖等包容边界和燃料组件的破坏较大，但其对包容边界及燃料组件的破坏程度小于水平自由下落。随着角度的增大，缓冲器起到了一定的缓冲作用，对包容边界和燃料组件的破坏有所减小。自由下落实验的碰撞力、碰撞时间仿真计算

11、结果如图7。比较对运输容器包容边界和组件的损坏程度，水平自由下落对容器内筒壁、密封螺栓、端盖等包容边界和燃料组件的破坏均为最大。因此，自由下落实验采取水平I下落跌落姿态如图8。7-82.5自由下落实验实验姿态有限元分析容器侧面分别以0°、5°、10°、15°、20°、25°、30°、35°和40°角下落到贯穿棒的9种下落姿态后，包容边界上螺栓碰撞力及外筒变形结果如图9说明，30°下落是对运输容器外筒壁造成最大损坏的姿态。因此，运输容器下落姿态为30°倾角下落，冲击点为容器中心如图10。

12、3实验损坏汇总及验收3.1验证经受正常运输条件能力实验CEFR-MOX燃料组件运输容器在系列验证正常运输条件能力实验后，包容边界无明显塑性变形，外表面局部有轻微塑性变形，临界平安边界无破坏，屏蔽性影响在GB11806的范围之内。各实验损坏描述及验收结论如下：1贯穿实验后，贯穿位置产生1个沿轴向直径为8mm，沿径向直径为7mm，深度为0.2mm的椭圆形小坑，其他位置无影响。满足贯穿实验的验收准那么：a燃料组件能从燃料组件通道拿出。b燃料组件外形完整，无芯块散落。c运输容器外筒贯穿实验点无贯穿孔，局部变形量不超过5mm。2自由下落实验后，容器结构完整，无明显变形，外筒局部变形量约0.1mm。实验结

13、果满验收准那么：a燃料组件能从燃料组件通道拿出。b燃料组件外形完整，无芯块散落。c运输容器外筒局部变形量不超过5mm。9-103.2验证经受事故条件能力实验CEFR-MOX燃料组件运输容器在系列验证事故条件能力实验后，包容边界无明显塑性变形。外部外表和中心贯穿件有局部塑性变形。燃料组件外套管在中心贯穿件支承点处有局部塑性变形。临界平安边界的破坏在理论分析平安的范围内，屏蔽性影响在GB11806的范围之内。热破坏在燃料组件的允许范围内。各实验损坏描述及验收结论如下：1水浸没实验后，外层端盖石棉密封垫有约20cm长浸湿。内层端盖无浸湿。满足实验验收准那么：a燃料组件能从燃料组件通道拿出燃料组件。b

14、燃料组件外形完整，无芯块散落。c运输容器外筒完整，无明显变形。2自由下落实验后，底部搁置支架焊缝变形58mm，上下支架间有10mm的凸起区域，底部支架压陷入外筒体78mm，外筒体直径变化最大14mm。中间贯穿件底部连接板挤压贯穿件，减震套筒弯曲变形10mm，连接板变形10mm，贯穿件的螺丝断裂29个。容器内端盖的均载垫有破坏，头端最大破坏径向2cm。燃料组件外套管最大有深度5mm的坑，整体弯曲变形量2mm。满足实验验收准那么：a运输容器外筒无贯穿孔，无撕裂，局部变形量不超过50mm。b燃料组件保持在筒体内。c燃料组件外形完整，无芯块散落。d燃料组件弯曲变形量不超过10mm。1自由下落实验后，贯

15、穿点有最大深度26mm的凹坑。满足实验验收准那么：a运输容器外筒无贯穿孔，无撕裂，局部变形量不超过50mm。b燃料组件保持在筒體内。燃料组件外形完整，无芯块散落。c燃料组件弯曲变形量不超过10mm。2耐热实验后，运输容器外表油漆烧化开裂。第二层密封垫烧碳化。屏蔽体材料靠近容器筒体外侧局部约有10mm厚度变黄，同时局部容器筒体两端有融化现象。满足实验验收准那么：a燃料组件保持在筒体内。b燃料组件弯曲变形量不超过10mm。c燃料芯块未从燃料棒中漏出。CEFR-MOX燃料组件运输容器在系列验证正常运输条件能力实验后和系列验证事故条件能力实验后，均满足实验的验收准那么，运输容器的平安性得到了验证，能满

16、足GB11806的各项要求。4实验采集数据分析CEFR-MOX燃料组件运输容器的实验目的有两个。一个目的是验证其平安性满足实验验收准那么，满足GB11806的要求。另一个目的是实验过程中测量、采集的数据与模拟计算进行比照，验证模拟计算的准确性。CEFR-MOX燃料组件运输容器力学实验采集的数据包括包容边界上典型部位的应力应变如图11，包容边界上典型部位和燃料组件上典型部位的加速度如图12。整个实验的数据处理滤波频率参考IAEATS-G-1.1的701.9条，为100200×100/m1/3=100200×100/2.4941/3=343685Hz。滤波频率保守取1000Hz

17、。CEFR-MOX燃料组件运输容器耐热实验测量、采集的数据包括包容边界内外表、运输容器外表面、燃料组件典型部位的温度。4.1自由下落实验实验采集的运输容器内筒最大主应为509.2MPa，模拟计算出内筒的最大应力为487MPa，相差在4%范围内。测量的最大加速度测量值为36000g，模拟计算出组件处的最大加速度为25000g，在同一数量级范围内。4.2自由下落实验I实验采集的运输容器内筒测量点的应变在1%左右，通过模拟计算，运输容器内筒的最大应力为508MPa，根据材料的动态曲线，在应力为508MPa的时候，应变约为11000，可以判断内筒在应力限值范围内。根据加速度的测量结果，燃料组件上加速度

18、为水平3.16E4g，垂直1.37E4g。模拟计算结果中，加速度垂直为30000g，水平加速度为16000g。与计算机模拟计算在同一数量级。外筒的直径变形测量为14mm，模拟计算直径变形量为6.2mm，测量值比模拟计算值略大。4.3自由下落实验30°自由下落实验测量的内筒最大主应力为215.9MPa，模拟计算出内筒的最大应力为234.58MPa，相差在8%范围内。测量组件上的最大加速度测量值为8728g，模拟计算出同一位置组件处的最大加速度为23000g。模拟计算为贯穿点在筋板上，实验姿态选择会对外筒产生最大变形，避开刚性筋板处作为贯穿点，因此加速度有所降低。测量的变形为深度26mm

19、，模拟计算出的应变为40%，变形深度为10.42mm。模拟计算为贯穿点在筋板上，实验姿态选择会对外筒产生最大变形，避开刚性筋板处作为贯穿点，变形量比模拟计算大，内筒最大主应力比模拟计算小，与理论分析相吻合。4.4耐热实验实验测量得到外表面最高温度776.5，包容边界端盖中心温度5结语CEFR-MOX燃料组件运输容器的实验要求是根据GB11806的要求，结合运输容器的结构特征和各实验的验证目的，基于大量有限元分析提出的。通过对运输容器包容边界的应力、加速度，组件上的加速度，外部的变形，临界平安边界的变形，碰撞力、碰撞时间的分析，找出对验证目标破坏最严重的实验姿态。根据实验要求，对运输容器进行了逐

20、项验证实验。实验测量结果均能满足实验验收准那么的要求。验收准那么是结合临界平安、屏蔽性、热、包容性的设计要求确定的可测量、可考证的指标。实验后各项指标能到达验收准那么的要求，运输容器的平安性即得到了验证。CEFR-MOX燃料组件运输容器实验后采集的数据与测量结果，与有限元分析计算的结果进行了比照，采集的应力应变、加速度和变形情况，与有限元的分析结果吻合较好，进一步验证了理论分析的准确性。11-14【参考文献】【1】GB11806-2021.放射性物质平安运输规程S.【2】IAEA.RegulationsfortheSafeTransportofRadioactiveMaterials.Safe

21、tyStandardsSeries.TS-R-1ST-1.Vienna：IAEA，2021.【3】IAEA.AdvisoryMaterialfortheIAEARegulationsfortheSafeTransportofRadioactiveMaterials.SafetyStandardsSeries.TS-G-1.1ST-2.Vienna：IAEA，2021.【4】楊文峰.AP1000新燃料运输容器国产化分析A.中国核能可持续开展C.2021.【5】盛锋，刘嘉一，余华金.运输容器的自由跌落分析J.核动力工程，2021：171-173.【6】李晓轩，文静，李海龙.重水运输容器货包自由下落分析